При полном использовании в атомных реакторах: При полном использовании в атомных реакторах 100 кг урана выделяется столько же энергии, сколько при сжигании 2000 т каменного угля. Какова величина этой энергии?

Содержание

Ошибка 404: страница не найдена!

К сожалению, запрошенный вами документ не найден. Возможно, вы ошиблись при наборе адреса или перешли по неработающей ссылке.

Для поиска нужной страницы, воспользуйтесь картой сайта ниже или перейдите на главную страницу сайта.

Поиск по сайту

Карта сайта

  • О Ростехнадзоре



  • Информация



  • Деятельность
    • Проведение проверок
      • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при проведении проверок
        • Нормативные правовые акты, являющиеся общими для различных областей надзора и устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых поверяется при проведении проверок










        • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при осуществлении федерального государственного надзора в области использования атомной энергии










        • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при осуществлении федерального государственного надзора в области промышленной безопасности










        • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при осуществлении государственного горного надзора










        • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при осуществлении федерального государственного энергетического надзора










        • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при осуществлении федерального государственного надзора в области безопасности гидротехнических сооружений










        • Нормативные правовые акты, устанавливающие обязательные требования, соблюдение которых проверяется при осуществлении федерального государственного строительного надзора









      • Перечни правовых актов, содержащих обязательные требования, соблюдение которых оценивается при проведении мероприятий по контролю










      • Ежегодные планы проведения плановых проверок юридических лиц и индивидуальных предпринимателей










      • Статистическая информация, сформированная федеральным органом исполнительной власти в соответствии с федеральным планом статистических работ, а также статистическая информация по результатам проведенных плановых и внеплановых проверок










      • Ежегодные доклады об осуществлении государственного контроля (надзора) и об эффективности такого контроля










      • Информация о проверках деятельности органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации и органов местного самоуправления, а также о направленных им предписаниях










      • Форма расчета УИН









    • Нормотворческая деятельность










    • Международное сотрудничество



    • Государственные программы Российской Федерации










    • Профилактика нарушений обязательных требований











    • Аттестация работников организаций










    • Государственная служба



    • Исполнение бюджета



    • Госзакупки



    • Информация для плательщиков










    • Порядок привлечения общественных инспекторов в области промышленной безопасности











    • Информатизация Службы



    • Сведения о тестовых испытаниях кумулятивных зарядов










    • Анализ состояния оборудования энергетического, бурового и тяжелого машиностроения в организациях ТЭК










    • Судебный и административный порядок обжалования нормативных правовых актов и иных решений, действий (бездействия) Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору










    • Прием отчетов о производственном контроле









  • Общественный совет



  • Противодействие коррупции
    • Нормативные правовые и иные акты в сфере противодействия коррупции



    • Антикоррупционная экспертиза










    • Методические материалы



    • Формы документов против коррупции для заполнения










    • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера
      • Сведения о доходах, имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2019 год










      • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2018 год










      • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2017 год










      • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2016 год










      • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2015 год










      • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2014 год










      • Сведения о доходах, расходах, об имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2013 год










      • Сведения о доходах, имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2012 год










      • Сведения о доходах, имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2011 год










      • Сведения о доходах, имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2010 год










      • Сведения о доходах, имуществе и обязательствах имущественного характера гражданских служащих Ростехнадзора за 2009 год









    • Комиссия по соблюдению требований к служебному поведению и урегулированию конфликта интересов



    • Доклады, отчеты, обзоры, статистическая информация










    • Обратная связь для сообщений о фактах коррупции










    • Информация для подведомственных Ростехнадзору организаций










    • Материалы антикоррупционного просвещения










    • Иная информация







  • Открытый Ростехнадзор



  • Промышленная безопасность



  • Ядерная и радиационная безопасность



  • Энергетическая безопасность
    • Федеральный государственный энергетический надзор
      • Нормативные правовые и правовые акты










      • Основные функции и задачи










      • Информация о субъектах электроэнергетики, теплоснабжающих организациях, теплосетевых организациях и потребителях электрической энергии, деятельность которых отнесена к категории высокого и значительного риска










      • Уроки, извлеченные из аварий и несчастных случаев










      • Перечень вопросов Отраслевой комиссии Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по проверке знаний норм и правил в области энергетического надзора










      • Перечень вопросов (тестов), применяемых в отраслевой комиссии Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по проверке знаний норм и правил в области энергетического надзора










      • Перечень вопросов (тестов), применяемых в отраслевой комиссии Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по проверке знаний норм и правил в области энергетического надзора для инспекторского состава территориальных органов Ростехнадзора










      • О проведении проверок соблюдения обязательных требований субъектами электроэнергетики, теплоснабжающими организациями, теплосетевыми организациями и потребителями электрической энергии в 2020 году










      • Контакты









    • Федеральный государственный надзор в области безопасности гидротехнических сооружений



    • Ведение государственного реестра саморегулируемых организаций в области энергетического обследования









  • Строительный надзор


В Росатоме изготовлена первая полная перегрузка МОКС-топлива для Белоярской АЭС | Лента новостей | Белорусская АЭС — Атомная энергетика — Новости Беларуси – Технологии

На Горно-химическом комбинате в Красноярском крае (ФГУП «ГХК») изготовлена и прошла приемку первая полная перегрузка уран-плутониевого МОКС-топлива для реактора на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС, сообщили БЕЛТА в пресс-службе топливной компании Росатома «ТВЭЛ».

«ТВЭЛ» выполнит поставку МОКС-топлива на Белоярскую АЭС в городе Заречный Свердловской области до конца 2020 года. Загрузка топлива в реактор запланирована на январь 2021 года.

Изначально при пуске реактора БН-800 была сформирована гибридная активная зона, частично укомплектованная урановым топливом производства ПАО «МСЗ» (Электросталь, Московская область), частично — опытными МОКС-ТВС (тепловыделяющими сборками), изготовленными в Научно-исследовательском институте атомных реакторов.

«С ближайшей перегрузки активная зона БН-800 будет комплектоваться МОКС-ТВС.  В то же время «ТВЭЛ» и ФГУП «ГХК» продолжают работу по совершенствованию технологии фабрикации МОКС-топлива», — отметил вице-президент по научно-технической деятельности «ТВЭЛ» Александр Угрюмов. Завершение перехода к зоне с полной загрузкой МОКС-топливом запланировано на 2022 год.

МОКС-топливо (Mixed-Oxide fuel) изготавливается с использованием обедненного урана и плутония. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана).

Промышленная фабрикация МОКС-топлива началась в конце 2018 года на площадке ФГУП «ГХК».

Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» включает предприятия по фабрикации ядерного топлива, конверсии и обогащению урана, производству стабильных изотопов, производству газовых центрифуг, а также научно-исследовательские и конструкторские организации. Является единственным поставщиком ядерного топлива для российских АЭС. «ТВЭЛ» обеспечивает ядерным топливом 73 энергетических реактора в 13 странах, исследовательские реакторы в 10 странах, а также транспортные реакторы российского атомного флота. Каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе, изготовленном «ТВЭЛ».

«Миллионы тонн ядерных отходов»: крупнейший миф атомной энергетики

Одни говорят, что в мире миллионы тонн ядерных отходов и что их никогда не удастся надежно захоронить, в связи с чем Гринпис перекрывает железные дороги, по которым везут ядерные материалы, и требует свернуть всю ядерную отрасль в одночасье. Другие утверждают, что реальные ядерные отходы от деятельности АЭС во всем мире помещаются в куб со стороной десять метров. Как понять, кто прав, а кто — нет? И почему то, что для одних — «отходы», другие рассматривают как ценную инвестицию в будущее? Попробуем разобраться.

Сколько ядерных отходов есть на планете сегодня

Ядерные реакторы расходуют удивительно мало топлива: за год гигаваттный реактор выдает примерно лишь 30 тонн отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Поэтому за все время работы атомных реакторов в земной истории они породили только 370 тысяч тонн отработавшего топлива, причем 120 тысяч из этих тонн уже переработано.

Топливо АЭС почти во всех случаях — это UO2, диоксид урана, чья плотность — 10,97 тонны на кубометр. То есть общий объем отработавшего, но еще непереработанного ядерного топлива — менее 23 тысяч кубических метров. Даже вместе с оболочкой все это уместится в куб со стороной 29 метров. Понятно, что не все переработанное ОЯТ исчезло, — часть снова отправилась на хранение. В любом случае: все отработавшее ядерное топливо мира за всю историю атомной энергетики помещается в куб со стороной 30 метров.

Эту цифру полезно держать в голове всякий раз, когда вы слышите о «неразрешимой проблеме захоронения ядерных отходов». Даже если бы ОЯТ действительно было отходами — а ниже мы покажем, что это совсем не так, — его объем весьма невелик. Особенно если мы сравним его с объемом отходов остальных отраслей энергетики.

Например, угольная энергетика только в одной России накопила более 1,5 миллиарда тонн гидратированной золошлаковой смеси, и ее горы занимают в нашей стране 28 тысяч гектаров (280 квадратных километров). Причем зачастую они расположены близко к центрам таких городов, как Новосибирск, Кемерово, Челябинск, Иркутск, Красноярск, Новокузнецк, Улан-Удэ: угольные ТЭС строили давно, и города постепенно окружили их со всех сторон. Любой, кто был рядом с таким золоотвалом в приличный ветер, знает: находясь с подветренной стороны, без противогаза лучше не дышать (и лишний раз не открывать глаза), а стараться выбегать куда-то, куда не идет ветровой снос.

Огромные цифры из абзаца выше, на самом деле, скромны. В США из угля вырабатывается почти в десять больше энергии, чем в России, а в Китае — в десятки раз больше. В этих странах объемы несгоревшего угольного топлива намного больше, как и негативных эффектов от него для здоровья люди и окружающей среды.

Кстати, именно угольная энергетика — главный источник ураново-ториевого загрязнения окружающей среды. «Среднемировая» тонна угля содержит семь граммов урана и тория (примерно поровну того и другого). В мире сжигается восемь миллиардов тонн угля в год. Легко видеть, что ТЭС обеспечивают планете 55 тысяч тонн урана и тория ежегодно. Во всем отработавшем ядерном топливе за всю историю человечества урана в разы меньше, чем в том, что угольная энергетика выбрасывает в воздух всего за десять лет.

С той большой разницей, что уран из реакторов в герметичных контейнерах идет в специальные поверхностные хранилища, — а вот из миллиардов тонн сгоревшего угля он идет прямо в воздух. Пятнадцать килограммов которого каждый из нас пропускает через свои легкие ежесуточно — то есть по пять тонн в год. Поэтому если вы живете рядом с угольной ТЭС, то с крайне высокой вероятностью в вашем организме вполне наблюдается повышенное содержание и урана, и тория — а станет еще больше.

Реактор-размножитель: почему отработавшее ядерное топливо — главный энергетический резерв стран

Однако на деле реальный объем ядерных отходов не равен объему отработавшего ядерного топлива. Как отмечает «Закон об использовании атомной энергии» (№ 170-ФЗ), отходами считаются ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается. Но, как мы уже отмечали, 97% отработавшего в реакторе ядерного топлива — уран и плутоний, то есть то, из чего можно сделать новое ядерное топливо. Килограмм любого из этих двух металлов при полном использовании дает восемь миллионов киловатт-часов электроэнергии (при КПД АЭС около 33%).

Полное сгорание невозможно в одном топливном цикле: прошедшее через реактор один раз топливо теряет считаные проценты от исходного содержания делящегося изотопа. Килограмм урана, прошедший через реактор один раз, выработает только 620 тысяч киловатт-часов, а вовсе не восемь миллионов.

Именно поэтому «Росатом» нацеливается на рециклинг — неоднократное пропускание отработавшего топлива через АЭС. Причем на всех циклах объем массы отработавшего топлива будет несколько сокращаться, поскольку с каждым новым циклом часть его массы превращается в энергию.

В рамках такого рециклинга каждая тонна ОЯТ выработает восемь миллиардов киловатт-часов электроэнергии. Столько же за 25 лет своей работы вырабатывают 12 огромных ветряков мощностью по восемь мегаватт и высотой в 200 метров каждый. Такое количество электроэнергии потребляет средний российский город-миллионник.

Всего в России накоплено 23 тысячи тонны отработавшего ядерного топлива. Простая арифметическая операция показывает, что из них можно получить ~180 триллионов киловатт-часов — и это больше электроэнергии, чем наша страна потребила за всю свою историю. Сегодня она расходует триллион киловатт-часов в год, и если бы этот уровень не рос, ОЯТ могло бы обеспечить 180 лет такого потребления.

Все это показывает, что называть отработавшее ядерное топливо «отходами» — как это иногда делают в СМИ — всерьез невозможно. Так же, как нельзя всерьез относиться к предложениям о его «навечном» захоронении под землей.

Если вы продадите тонну золота, то получите 60 миллионов долларов (шесть миллиардов центов) — и этого хватит на покупку миллиарда киловатт-часов в розницу (по шесть центов за киловатт-час). Иными словами, из одного килограмма ОЯТ при использовании рециклинга можно получить столько же электроэнергии, как от продажи восьми килограмм золота. От 23 тысяч тонн ОЯТ, накопленного в России, можно получить столько же киловатт-часов, сколько от продажи 180 тысяч тонн золота. А это больше, чем золотой запас всех стран мира вместе взятых. Кто в здравом уме решит зарывать такое под землю?

И в России с 2018 года производят уран-плутониевое МОКС-топливо на основе именно тех изотопов, что содержатся в таком один раз уже отработавшем материале. А в реакторе БН-800 МОКС-сборки используются для выработки электроэнергии: то есть процесс превращения накопленного ОЯТ в реальную энергию уже запущен.

На сегодня подавляющее большинство реакторов мира — на медленных нейтронах, и использовать их для «размножения» ядерного топлива с использование ОЯТ нельзя. На первый взгляд, массовое строительство реакторов-размножителей типа БН-800 пока дело далекого будущего. Однако это не совсем так.

Все дело в том, что, кроме соображений чисто экономических, есть еще экологические. Во Франции сегодня нет быстрых реакторов, поэтому там дожигают топливо на реакторах с медленными нейтронами. Эффективность этого процесса не так высока: только 40-50% отработавшего топлива удается превратить в новое. Но это не останавливает французов: другие европейские страны доплачивают им за утилизацию своего топлива, что делает процесс выгодным.

Очевидно, что тот, кто первым развернет недорогие реакторы на быстрых нейтронах (типа планируемого «Росатомом» БН-1200, стоимость которого намечается равной цене реактора на медленных нейтронах — типа ВВЭР), получит огромное преимущество. Его реактор превратит в топливо вдвое большую долю ОЯТ, то есть сможет сократить его объем вдвое и попутно получить огромное количество энергии.

Пока у нас этот процесс солидно тормозится тем, что последние десять лет в России кумулятивный рост ВВП близок к нулю, отчего спроса на новые электростанции не так много. Однако можно с уверенностью сказать: в будущем от топлива, полученного вторичной переработкой, никуда не уйти.

В связи с этим российское отработавшее топливо, хранящееся под горой в Железногорске, нужно оценивать как главный — и энергетически, и даже экономически — резерв страны. Находящиеся там тысячи тонн по потенциальной полезности сравнимы с золотом того же веса.

Реактор-дожигатель в горных холлах: вторая ступень рециклинговой схемы

Как мы выяснили, вопрос «сколько же на свете есть ядерных отходов» куда сложнее, чем кажется. Из изложенного выше мы узнали, что 97% отработавшего топлива можно использовать. Возникает соблазн рассчитать объем ядерных отходов от реакторов, просто умножив 250 тысяч тонн ОЯТ на оставшиеся 3% (0,03) — именно такова доля той части отработавшего топлива, которую нельзя использовать в реакторах БН-800. Получающаяся цифра в 7,5 тысячи тонн на весь мир кажется небольшой. Все это поместится в куб со стороной менее чем в десять метров. Но, на самом деле, и эта оценка объема ядерных отходов сильно завышена.

Все дело в составе этих трех процентов. Они образуются при распаде урана-235 в обычном реакторе на медленных нейтронах и состоят едва ли не из половины таблицы Менделеева. Но больше всего там циркония, молибдена, технеция, рутения, родия, палладия, серебра, йода, ксенона, цезия, бария, лантана, церия и неодима.

Большая часть этих изотопов не дает серьезной радиационной угрозы и может быть использована в промышленности. Благо родий, палладий, серебро с неодимом — не самые дешевые металлы, потребление которых в последние десятки лет быстро растет. Кстати, уже есть и методы их извлечения при переработке отработавшего топлива.

Другие продукты распада урана высокорадиоактивны, но как раз поэтому ценны. Например, технеций, цезий и радиоактивный йод широко используются в ядерной медицине — отрасли, испытывающей в последние двадцать лет постоянный рост потребности в делящихся материалах. Стронций и ряд других изотопов применяют для производства радиоизотопных источников энергии: именно они питают кардиостимуляторы, бакены, необслуживаемые маяки и ряд космических аппаратов.

Есть и третий вид продуктов деления, так называемые минорные актиниды: нептуний-237, америций-Am-241 и 243, кюрий-242, 244 и 245. Эти материалы имеют короткий срок жизни, но поэтому и делятся с такой скоростью, что в прямом смысле слова светятся в темноте (красноватым или пурпурным светом). Их было бы неплохо использовать для получения энергии, но, увы, их концентрация в ТВЭЛе слишком низка для такого трюка. И даже если их оттуда извлечь, такое топливо будет быстро распадаться, да и слишком сильно оно греется, чтобы сделать из него обычный ТВЭЛ.

Убирать из отработавшего топлива уран и плутоний «Росатом» уже умеет, но что потом делать с минорными актиноидами — до самого недавнего времени не было ясно.

Однако в последние годы разрабатывается и технология, способная закрыть этот вопрос. Ключевую роль тут играет вещество с труднопроизносимым с первого раза названием тетрафторобериллат лития, которую в «Росатоме» предпочитают называть солью FLiBe.

Это соединение имеет серьезные плюсы, дающие ему и возможность быть отличным охладителем атомных реакторов на быстрых нейтронах, и даже способность использовать в таких реакторах минорные актиниды, упомянутые выше. Дело в том, что фтор, литий-7 и бериллий не поглощают нейтроны, не замедляют их — в отличие от такого охладителя, как вода. К тому же литий-бериллиевая соль плавится при плюс 459 °C, а кипит только при плюс 1430 °C. Это крайне важно для КПД реактора: чем сильнее нагрет теплоноситель, тем выше КПД по циклу Карно. В типичном реакторе современности (например, ВВЭР) охлаждает вода, которую выше плюс 322°C не нагревают (иначе ее становится сложно использовать).

И для получения приемлемых экономических параметров водяной реактор держит воду под давлением в 160 атмосфер, что требует исключительно прочного реакторного корпуса, стоящего немалых денег. Соль бериллия и лития настолько теплоемка, что в реакторе с ее использованием давление атмосферное — и нужды в сверхпрочном корпусе нет.

Надо сказать, сильно греть можно не только литий-бериллиевую соль: натрий кипит едва ли не при плюс 900°C, и в БН-800 его нагревают примерно до плюс 550°C. Поэтому КПД у него близок к 40%, а у ВВЭР-1200 — не выше 35%. По той же причине давление в первом контуре БН-800 — атмосферное. Но литий-бериллиевая соль имеет плюсы и перед натрием.

Во-первых, ее теплоемкость в четыре раза выше, чем у натрия (то есть ее надо меньше по объему). Во-вторых, она не горит при контакте с воздухом, а натрий горит — и именно поэтому у Франции и Японии сегодня таких реакторов нет (на натриевых быстрых реакторах обеих стран случались пожары). Фториды вообще чрезвычайно трудно окислить, поэтому соль FLiBe почти невозможно поджечь (и это заметное преимущество).

Есть у тетрафторбериллата лития еще одна важная черта: в этой соли растворяются и уран, и плутоний, и минорные актиниды. За счет этого можно сделать реактор без ТВЭЛ, где во фторидах лития и бериллия будут растворены тетрафториды плутония и минорных актинидов. При их распаде бассейн с солью будет нагреваться, греть второй контур, а тот, в свою очередь, уже генерировать пар, который станет вращать турбину и вырабатывать электроэнергию.

Поскольку активная зона здесь полностью жидкая, то по мере распада нептуния, америция и кюрия можно постепенно выводить оттуда образующийся при их распаде плутоний-238 и добавлять все новые порции минорных актинидов. Кстати, плутоний-238 — тоже не отходы, а весьма ценный источник энергии для космических зондов и планетоходов. Именно на российском плутонии-238 на Марсе работает «Кьюриосити».

Экспериментальный реактор такого рода на 10 мегаватт планируют построить на Горно-химическом комбинате «Росатома» в Железногорске. Он называется «горным» неслучайно: его вырубили в скальной породе под натуральной горой, чтобы он мог выдержать атомный удар. Там некогда работал реактор ЛБ-120 (ЛБ — по инициалам Лаврентия Берии, главы атомного проекта в год основания предприятия).

После остановки там последнего реактора по наработке оружейного плутония подгорная часть комбината пустует. Но вряд ли это продлится долго: демонстрационный реактор-дожигатель построят именно там, там же предполагается создать промышленный, гигаваттный дожигатель, низкопотенциальное тепло от которого сможет согревать город Железногорск.

Если его опытная эксплуатация пойдет как задумано, через десять лет на комбинате планируют построить более крупный реактор-дожигатель минорных актинидов — на 1000 мегаватт, на уровне ВВЭР-1000 по электрической мощности.

Чтобы эффективно извлекать из реакторной «ванны» лантаниды и иные элементы, «Росатом» разрабатывает технологию трехстадийного извлечения компонентов из постепенно заменяемого топлива такого реактора-дожигателя. Для этого в него будут вводить жидкий висмут, а затем, в висмут — металлический литий, легко восстанавливающий нужные элементы из окислов, что позволит получить их в чистом виде.

В одной из стадий будут извлекать остаточный плутоний и минорные актиниды (хотя они и выгорают в реакторе, но не на 100 %), а на другой — и лантаниды. Недогоревший плутоний и актиниды затем снова будут вводиться в ванну реактора, став «топливом второго круга».

В итоге работы реактора-дожигателя от минорных актинидов остаются в основном относительно короткоживущие изотопы цезия, стронция, циркония и молибден. Даже если первый и второй не пригодятся в радиоизотопных «батарейках» — полураспад у них занимает лишь от 30 до 50 лет. То есть уже через 500 лет активность отходов «дожигателя» упадет до уровня природного урана — и они станут практически безвредными.

В «Росатоме» нацеливаются на это: чтобы захоронению в земле подвергались продукты с той же радиоактивностью, которую имели руды, извлеченные из земли в начале ядерного топливного цикла.

При использовании 97% отработавшего топлива в реакторах на быстрых нейтронах типа БН-800 и дожигании оставшихся 3% в реакторе-дожигателе вроде экспериментального, строящегося сейчас в Железногорске, общий объем отходов в отработавшем ядерном топливе будет сильно меньше 1% от его исходной массы. Иными словами, из 250 тысяч тонн непереработанного на сегодня отработавшего топлива получится менее 2,5 тысячи тонн отходов. По объему это сотни кубометров. А из 23 тысяч тонн ОЯТ, накопленного в России, — порядка 230 тонн, менее 25 кубометров.

Все это показывает, насколько мало отходов на деле выходит из ворот АЭС. Более чем за 60 лет работы атомной энергетики удалось накопить всего 2,5 тысячи тонн того, что на самом деле не получится переработать. Да, эту сотню кубометров отходов (на весь мир) придется хранить в контейнерах 500 лет, прежде чем можно будет зарыть в землю. И все равно по массе это очень немного: при демонтаже одного крупного ветряка, отработавшего свой срок, образуются сотни тонн отходов, которые сегодня, как правило, просто закапывают на свалке. На триллион киловатт-часов выработки ветряки только отработанных стеклопластиковых лопастей дают не менее 150 тысяч тонн — но это не мешает им считаться экологически чистым источником энергии.

А что же Гринпис тогда называет «миллионами тонн ядерных отходов»?

Все эти цифры вызывают недоумение. Периодически представители Гринписа утверждают, что в мире миллионы тонн ядерных отходов и только в России их больше миллиона тонн. Но о каких миллионах тонн идет речь, если атомные реакторы за всю историю и полумиллиона тонн топлива не использовали? Да и в четверти миллиона непереработанного исходного топлива реальных отходов — 1%?

С цифрами Гринписа все не так сложно: главное не то, что считают, а то, кто считает. Гринписовцы не могут сказать «атомная энергетика на киловатт-час оставляет меньше отходов, чем ветряки» — пусть это и правда. Поэтому, чтобы АЭС выглядели в глазах общественного мнения похуже, зеленые записывают в ядерные отходы… гексафторид урана.

В организации даже говорят, что Россия еще и ввозит такие «ядерные отходы» из Германии. И утверждают: «Европейские производители заинтересованы в российских контрактах не столько для дообогащения ОГФУ, сколько для его захоронения [в России]». Правда, есть нюанс: в России вообще не захоранивают ядерные отходы, даже свои. Тем более это относится к гексафториду урана — соединению, оба компонента которого (и фтор, и уран) в нашей стране умеют использовать полностью.

Это вещество, которое применяют при обогащении природного урана — то есть при увеличении концентрации урана-235 в нем до нескольких процентов вместо природных 0,7%. При обогащении получают немного топлива — туда уходит примерно 10% всего добытого урана — и обедненные «хвосты», отвалы почти «пустой» (по урану-235) породы.

Как несложно догадаться по слову «пустой», радиоактивность такого вещества ниже, чем у того же гексафторида урана до начала обогащения. То есть это вещество намного менее радиационно опасное, чем уран в природе. Активность гексафторида урана до обогащения — лишь 14 тысяч беккерелей на грамм, а после — значительно меньше. Для сравнения можно напомнить, что грамм радия имеет активность примерно 37 миллиардов беккерелей.

Во время радиационного инцидента в Гоянии (Бразилия), где настойчивый, но недостаточно образованный грабитель расковырял устройство для радиотерапии, источник с активностью в 74 триллионов беккерелей смог привести к смерти четырех человек — и такую же радиоактивность имеют 40 тысяч тонн гексафторида урана. То есть радиоактивность от него настолько низкая, что человек может спокойно сидеть на бочке с ним.

Но самое главное в этом веществе другое: две трети его по весу приходится на уран-238. Который, как мы отметили выше, при пропускании через «быстрые» атомные реакторы и многократный рециклинг их топлива, дает по восемь миллионов киловатт-часов на килограмм — много больше, чем можно купить за золото той же массы.

В связи с этим стоит иными глазами взглянуть на историю с ввозом гексафторида урана в Россию из Германии, которая так не нравится Гринпису. Ее суть в том, что в Германии нет собственных развитых технологий дообогащения урана, а в России они есть: здесь обогащение урана исторически было и остается на переднем крае технологических возможностей человечества.

Поэтому немцы решили вывезти свой гексафторида урана к нам, где его дообогатят, обогащенную по урану-235 (малую) часть ввезут обратно в Германию, а «хвосты», обедненные по урану-235, оставят у нас.

Что от этого имеет «Росатом»? Для начала серией реакций на установке W-ЭХЗ (Зеленогорск) из этого гексафторида можно получать фтористоводородную кислоту, не самый дешевый материал. В более далекой — и куда более важной — перспективе уран-238 из оставшихся у нас «хвостов хвостов» можно использовать как топливо. На Белоярской АЭС так уже поступают: примерно 30% топлива в реакторе БН-800 — это МОКС-топливо. На его производство, кроме плутония, идет тот самый оксид обедненного урана-238. И получают этот оксид именно из гексафторида урана, «хвостов хвостов». К 2023 году доля такого топлива в БН-800 должна достигнуть 100 процентов.

На 2020 год в Зеленогорске переработали уже сто тысяч тонн гексафторида урана, и процесс продолжается. Только в 2011-2017 годах из него получили и отправили в химическую отрасль 49 тысяч тонн фтористоводородной кислоты и фтористого водорода, а сам уран связали в виде закиси-окиси урана, U3O8.

По данным Гринписа, Россия ввезла из Германии более 140 тысяч тонн гексафторида урана, часть из которого уехала обратно, а часть — осталась. В оставшемся содержится 80 тысяч тонн собственно урана. То есть при пропуске его через реактор-бридер эти «отходы» могут дать 640 триллионов киловатт-часов. Что в 25 раз больше годового потребления электроэнергии на всей планете.

Но не стоит обвинять Москву в коварстве. Да, по сути, «Росатом» получил от европейцев деньги за то, что смог оставить себе сырье для огромного количества ядерного топлива. Но он никого не обманывал: просто у наших европейских партнеров нет технологий, которые позволили бы дообогащать гексафторид урана так же качественно, как в России, и тем более использовать уран из обедненных хвостов в «быстрых» ядерных реакторах.

Кроме того, «Росатом» ввозит «хвосты» вовсе не потому, что хочет «урвать» побольше бесплатного сырья для будущего топлива. У России и у самой — миллион тонн гексафторида урана. В них более 660 тысяч тонн урана-238, то есть потенциально из этих «отходов» можно выработать пять квадриллионов киловатт-часов.

Получается парадоксальная ситуация: «Росатом» последовательно, много лет подряд, перерабатывает «хвосты» от обогащения урана. И, согласно логике, зеленые должны поддерживать этот процесс обеими руками — тем более что в Германии гексафторид урана перерабатывать не умеют. И тем более не умеют использовать обедненный уран в качестве топлива, как на Белоярской АЭС.

Но вместо того, чтобы поддерживать, Гринпис… критикует тех, кто перерабатывает ядерные материалы. Почему рециклинг пластика — добро, а ядерных материалов — зло? Зачем пытаться помешать их переработке? К сожалению, сами зеленые так до сих пор и не сформулировали ответ на все эти вопросы.

«Отходы», что ценнее золотого запаса

Подведем итоги. В России в форме отвалов «пустой» (от урана-235, но не от урана-238) породы хранится почти 800 тысяч тонн урана. Еще 23 тысячи тонн сырья для будущего топлива хранятся в виде отработавшего ядерного топлива. Общее количество электрической энергии, которое из них можно извлечь, свыше 6,4 квадриллиона киловатт-часов.

А если сложить все запасы российского угля, газа и нефти, получится, что из них (при щедром КПД в 60%) можно получить 1,3 квадриллиона киловатт-часов электроэнергии. Из них на уголь приходится менее 0,84 квадриллиона, а на газ — порядка 0,23 квадриллионов киловатт-часов. Еще 0,2 квадриллиона можно получить из всей российской нефти. Вывод: хранящиеся в России ядерные «отходы», которые вовсе не отходы, могут дать ей в пять раз больше энергии, чем все ее ископаемое топливо вместе взятое.

Только нефть, газ и уголь надо еще как-то извлечь из земли. И в случае угля это чаще всего делают огромными открытыми карьерами, с большими и неприятными экологическими последствиями. Достаточно напомнить, что только на добычу угля и в одном только Кузбассе тратят 600 тысяч тонн взрывчатки в год — сорок Хиросим по тротиловому эквиваленту.

А вот «ядерные отходы», которые, по сути, скорее золотой запас, уже добыты — и чтобы использовать их энергию не нужно наносить никакого ущерба природе. Достаточно взять его с площадок хранения. Причем как только атомная индустрия начнет использовать быстрые реакторы в значительных количествах, потребность в производстве нового гексафторида урана постепенно исчезнет сама собой: обогащать природные урановые руды не будет нужды, ведь можно просто использовать то, что уже давно вынули из земли.

В этом месте можно было бы задаться вопросом о том, почему Гринпис пытается называть отходами материалы, которые потенциально важнее любых других материальных резервов нашей страны. Но мы этого делать не будем, поскольку в отдельном тексте «Цена страха» уже описали, почему зеленые так серьезно заблуждаются насчет атомной энергетики, — а также сколько жизней за эти заблуждения заплатило человечество.

Поэтому остановимся на другом. Из цифр следует, что для атомной отрасли рециклинг и бережное отношение к природе являются естественным и наиболее выгодным путем развития. Накопленного сырья для производства нового топлива вполне хватает, чтобы обеспечить АЭС на тысячи лет вперед.

Принципиально новый по своей задумке реактор-дожигатель в Железногорске позволит избежать захоронения опасных материалов с повышенной радиационной активностью и возвращать природе то же число беккерелей, что когда-то люди взяли у нее в урановых рудниках. Причем все это, с учетом перспективных конструкций типа БН-1200 и реакторов на солях лития и бериллия, будет вполне оправданно экономически. Пожалуй, с чисто технической точки зрения у атомной энергетики действительно неплохие перспективы.

Источник: naked-science.ru

лицензия на эксплуатацию реактора в Димитровграде истекает в 2020 году

2 сентября 2020 в 16:44

Превосходство БОРа: лицензия на эксплуатацию реактора в Димитровграде истекает в 2020 году

Создание в середине 1960-х экспериментальной энергетической установки БОР‑60 — ​важнейший этап в развитии ядерной науки и техники. По характеристикам и возможностям она превосходила все функционировавшие и готовившиеся к пуску реакторы мира («Дунрей» в Англии, «Рапсодия» во Франции, ЕВR‑2 в США). Превзошла она их и по долговечности. Лицензия на эксплуатацию БОР‑60 действует до 2020 года, это единственный в Европе и России исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах, который до сих пор работает. Спрос на облучение в нем материалов, в том числе среди зарубежных заказчиков, огромен.

Еще в 1955 году правительство приняло решение о сооружении реактора БН‑250 (впоследствии БН‑350) на полуострове Мангышлак, чтобы обеспечить опресненной водой и электроэнергией предприятия города Шевченко, и реактора БОР‑60 (быстрый опытный реактор) — ​он был предназначен для обоснования и экспериментальной проверки основных технических и технологических решений, определяющих параметры перспективных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Это был новый тип реактора и новый тип реакторной установки.

Разработка реактора БОР‑60 стартовала в конце 1963 года. Научным руководителем новой установки стал ФЭИ, главным конструктором — ​ОКБ «Гидропресс», генпроектантом — ​ВНИПИЭТ. Задача заключалась в проверке и отработке физических и теплотехнических параметров, а также в использовании натриевой технологии для создания быстрых реакторов большой мощности. Строить новый реактор решили при Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) в Мелекессе (сейчас — Димитровград).

Три контура

Технологическая схема установки БОР‑60 была трехконтурной. В первом и втором контурах использовали натриевый теплоноситель, третий — ​пароводяной контур турбины. Двухпетлевое решение схемы позволяло при аварийном состоянии одной петли производить расхолаживание установки с помощью второй петли, что обеспечивало безопасность работы реактора и установки в целом. Трехконтурная схема исключает попадание радиоактивности в пароэнергетическую часть установки и продуктов реакции натрия с водой в реактор при межконтурной течи в парогенераторе. При тепловой мощности БОР‑60 в 60 МВт температура натрия на входе и выходе из реактора должна была составлять 340 и 520 °C.

Реактор состоит из корпуса, корзины с напорным коллектором и поворотных пробок. Корпус реактора — ​сварная цилиндрическая обечайка из нержавеющей стали диаметром 140 см, с эллиптическим днищем. Средняя и нижняя части корпуса заключены в герметичный кожух, предотвращающий контакт натрия с воздухом при неплотности в корпусе или трубопроводах. Сверху реактор закрывается двумя эксцентрично расположенными поворотными пробками для наведения перегрузочных приспособлений на заданную ячейку активной зоны или экрана. Чтобы исключить утечку газа, пробки уплотнили при помощи гидрозатворов, заполненных сплавом свинец-висмут, при работе реактора этот сплав поддерживается в замороженном состоянии. На малой поворотной пробке располагаются приводы органов СУЗ. Внутри корпуса реактора разместили корзину с напорным коллектором и тепловой защитой корпуса. Напорный коллектор служит для установки пакетов активной зоны и экранов, а также для гидравлического закрепления и удержания пакетов.

Активная зона реактора высотой 45 см и диаметром 40 см состоит из шестигранных пакетов, количество которых может меняться в зависимости от вида топлива, режима и степени выгорания. В рабочей части пакета размещаются 37 твэлов. Активную зону реактора окружает экран-отражатель из двуокиси урана и обедненного урана, поэтому тепловая энергия выделяется как в активной зоне, так и в отражателе. Топливо реактора — ​оксид урана обогащением 45–90 % по урану‑235 или МОКС (смесь оксидов урана и плутония).

В систему аварийной защиты реактора входят борные стержни, обогащенные бором‑10. Реактор окружен тепловой и биологической защитой из стали, чугуна, закиси железа, тяжелого бетона, графита и минеральной ваты и размещен в специальной шахте.

В реакторе теплоноситель натрий проходит параллельно через пакеты активной зоны и бокового экрана, через зазоры между обечайками стальной защиты корпуса и поступает в верхнюю камеру смешения. Из нее нагретый натрий выходит через два патрубка и поступает в промежуточные теплообменники, где проходит по межтрубному пространству сверху вниз и отдает тепло натрию второго контура. Каждая петля второго контура представляет собой блок тепловой мощностью 30 МВт, включающий промежуточный теплообменник, циркуляционный насос и парогенератор.

Проверка парогенераторов

В «Гидропрессе» особое внимание уделяли экспериментальному обоснованию проекта. В 1964–1968 годы около 30 % всех экспериментальных стендовых мощностей опытно-конструкторского бюро были задействованы в исследованиях по тематике БН, главным образом оборудования и узлов БОР‑60. В «Гидропрессе» были развернуты экспериментальные работы как по обоснованию теплогидравлических характеристик парогенераторов для БОР‑60, так и по исследованию проблемы взаимодействия натрия с водой. Решения по электрообогреву проверяли при обогреве стендов и рабочих участков.

Специалисты «Гидропресса» разработали новые конструкции промежуточных теплообменников натрийнатрий и парогенераторов. Если промежуточные теплообменники предназначались для БОР‑60, то парогенераторы рассматривались как прототипы для будущей АЭС с реактором БН‑600. В связи с этим в одной петле БОР‑60 решили установить змеевиковый парогенератор, представляющий собой малую модель проектируемого корпусного парогенератора для БН‑600, а во второй петле — ​парогенератор с естественной циркуляцией (впоследствии от него отказались).

Проекты выполняли быстро, решения по их реализации принимали без задержек и проволочек. Уже в начале 1965 года, спустя два года после получения задания, был утвержден технический проект реактора. Одновременно шла разработка рабочей документации, а в Мелекессе начали возведение строительных конструкций.

Этапы строительства

Изготовление корпуса и внутрикорпусных узлов реактора по чертежам «Гидропресса» начали в 1966 году на Ижорском заводе, а теплообменников и парогенераторов — ​на Балтийском. Механизмы СУЗ и ряд других узлов, в частности уникальная система наведения механизма для загрузки и выгрузки топливных пакетов, изготовлена в «Гидропрессе» в содружестве с предприятиями Подольска.

Особенность сооружения установки БОР‑60 — ​быстрота изготовления и монтажа уникального оборудования. Это заслуга работников Главного управления министерства, специалистов заказчика, научного руководителя и главного конструктора, которые постоянно следили за изготовлением изделий, вели авторский надзор, оперативно исправляли ошибки, обеспечивали снабжение и финансирование работ.

Строительство здания реакторной установки в Мелекессе стартовало в мае 1965 года, а возведение здания для турбины началось позднее. В конце 1967 года в НИИАР начались монтажные работы. К концу 1968 года был смонтирован корпус реактора, основные и вспомогательные натриевые контуры, системы электроснабжения и автоматики. Для уточнения некоторых физических параметров провели критические опыты без теплоносителя. В декабре 1968 года состоялся сухой (без теплоносителя) физический пуск реактора.

Особенность сооружения БОР-60 — быстрота изготовления и монтажа оборудования. Строительство в Мелекессе стартовало
в мае 1965 года, а в декабре 1968-го состоялся физпуск реактора

С августа 1969 года началась отладка натриевых систем, заливка натрия, завершившаяся 26 ноября, проверка работы насосов и загрузка топливных сборок. 28 декабря состоялся уже нормальный энергетический пуск со съемом тепла через воздушный теплообменник, во время которого реактор достиг мощности 5 МВт. Это событие считается началом эксплуатации реактора БОР‑60.

В режиме электростанции

Реактор мог работать на полной тепловой мощности как по схеме АЭС, так и без турбогенератора. В последнем случае парогенератор одной петли эксплуатировался со сбросом пара в технологический конденсатор, а другой — ​на воздушный теплообменник.

В марте 1970 года мощность реактора довели до 20 МВт, а в конце года были включены в работу парогенератор и турбина. С этого времени реакторная установка работала в режиме электростанции. Поначалу работа реактора была недостаточно стабильной. Наибольшее число остановов происходило из-за неисправностей в схемах автоматики, управления и защиты, а также из-за ошибок персонала. Устраняли неисправности и совершенствовали аппаратуру во время плановых остановов. К концу первого года эксплуатации реактор работал уже бесперебойно.

28 декабря 1970 года — ​дата сдачи в эксплуатацию комплекса РУ БОР‑60 в полном объеме с выдачей электроэнергии в систему «Ульяновскэнерго». Мощность электростанции составляла 12 МВт (э).

Испытания твэлов

Реактор стал экспериментальной базой для массовых испытаний твэлов различных конструкций, топливных, поглощающих и конструкционных материалов в условиях высоких рабочих параметров натриевого теплоносителя и для отработки технологии натрия. На нем изучали опытные твэлы для реактора БН‑600, в том числе со смешанным уран-плутониевым топливом, твэлы с виброуплотненным топливом, вели поисковые работы для выбора оптимальной конструкции и технологии твэлов с карбидным топливом. Всего в реакторе прошли испытания 150 топливных сборок, состоящих более чем из 5,5 тыс. твэлов.

Также на БОР-60 вели исследования по безопасности и распространению по контуру продуктов деления при появлении негерметичных твэлов, очистке натрия от осколочной реактивности и т. п. Экспериментальные сборки устанавливали в активной зоне, а для экспериментальных образцов предусматривались специальные вертикальные каналы во внешней защите реактора. Реактор также обладал двумя горизонтальными пучками для проведения исследований по физике твердого тела.

В июле 1973 года подключили второй модульный парогенератор конструкции ЧССР (работал до 1981 года). В процессе работы изучали пусковые, стационарные и аварийные режимы работы парогенераторов и других узлов, исследовали их гидродинамику и теплофизику. На БОР‑60 испытывали два типа прямоточных парогенераторов, змеевиковый и модульный: ​оба типа подтвердили свою работоспособность, первый проработал в три раза дольше.

Основные итоги

После семи лет работы реактора подвели первые итоги по условиям его функционирования с теплоносителем, загрязненным продуктами деления. За этот период максимальное количество негерметичных твэлов в активной зоне составляло не более 1 % от загрузки. Однако вследствие герметичности газовой системы реактора радиоактивность теплоносителя не создавала каких-либо проблем в эксплуатации. Вообще, за время эксплуатации не было ни одного случая простоя реактора более 50 суток.

Большую часть времени реактор работал на мощности 52–54 МВт, что позволяло эффективно проводить широкий круг исследований. Его энергонапряженность была достаточно велика — ​от 0,9 МВт/л до 1,2 МВт/л.

Оборудование натриевых контуров в течение всего времени работы установки не вызывало нареканий, их герметичность не нарушалась. Поворотные пробки вращались всегда достаточно свободно, сохранялась требуемая точность наводки перегрузочного устройства, извлечение топливных сборок не вызывало проблем.

За всю историю у БОР‑60 прошло более 160 микрокампаний, и ни одной одинаковой. Кампании проходили на разных уровнях мощности, с выгрузкой и загрузкой разного количества ТВС разного типа — ​таблеточного, виброуплотненного. Число ТВС менялось с 75 до 130, боковой экран мог быть стальной, затем урановый и снова стальной. Регулярно в реакторе проводили экспериментальные исследования и облучательные программы, нарабатывали радионуклиды.

Реактор БОР‑60 стал прототипом АЭС малой мощности с собственной системой использования вырабатываемого тепла для получения электроэнергии и передачи части тепла в теплосеть института.

Проектный ресурс работы реактора составлял 20 лет. С начала 1980-х на нем вели работы по продлению срока эксплуатации. Лицензия на эксплуатацию реактора БОР‑60 действует до 2020 года. Он до сих пор используется для исследования воздействия нейтронного облучения на конструкционные, топливные и поглощающие материалы. Опыт создания и отработки конструкций оборудования РУ БОР‑60 был использован при создании установок БН‑600 и БН‑800 на Белоярской АЭС.


При подготовке использованы материалы из архива газеты «Атомпресса», электронной библиотеки «История «Росатома» (elib.biblioatom.ru) и других открытых источников. Если вы были участником описываемых событий, знаете интересные факты о создании реакторов или обнаружили неточность в статье, напишите автору по адресу atom‑[email protected]

Есть интересная история?

Читайте также:

в США призвали создать исследовательский реактор из-за зависимости от российского БОР-60 — РТ на русском

Соединённым Штатам необходимо создать многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах (VTR), чтобы в будущем не полагаться на российские или китайские установки. Об этом говорится в аналитической справке Совета США по атомной промышленности, с текстом которой ознакомился RT. Как подчёркивается в документе, на данный момент единственный реактор такого типа, к которому имеют доступ американские компании, — российский БОР-60. Однако, как утверждают в Совете, американские разработчики «сталкиваются с многочисленными препятствиями», когда пытаются получить к нему доступ. Между тем в ответ на запрос RT в Научно-исследовательском институте атомных реакторов, где находится БОР-60, сообщили, что в рамках исполняемого с 2012 года контракта с американской компанией TerraPower не было зафиксировано ни одной претензии, а обе стороны заинтересованы во взаимовыгодном сотрудничестве.

Властям США необходимо продолжить финансирование проекта создания универсального испытательного реактора (VTR), чтобы впредь не полагаться на аналогичные российские или китайские исследовательские установки. Об этом говорится в аналитической справке Совета США по атомной промышленности (USNIC) — объединения специалистов, представляющих интересы более 80 американских компаний, работающих в сфере ядерной энергетики.

Там также отметили, что ввод в строй собственной установки на быстрых нейтронах важен для поддержания «мирового лидерства в современных ядерных технологиях» (после закрытия в 1994 году реактора EBR-II у Соединённых Штатов нет опытной установки на быстрых нейтронах).

«Успешное внедрение многоцелевого исследовательского реактора будет способствовать развитию американской промышленности, поскольку американским разработчикам не придётся полагаться на российские или китайские исследовательские установки, а также позволит США стать конкурентоспособным международным поставщиком услуг в области радиационных технологий и исследований», — отмечают в USNIC.

Как подчёркивается в документе, с текстом которого ознакомился RT, на существующих в США установках нельзя проводить некоторые исследования (в частности, изучать материалы для строительства ядерных реакторов), в связи с чем американские компании вынуждены обращаться к услугам российской установки БОР-60, расположенной в городе Димитровград Ульяновской области.

Также по теме


«Камуфляж для трат»: почему Трамп назвал Россию и Китай причиной увеличения военных расходов США

Дональд Трамп заявил, что Вашингтону пришлось увеличить траты в военной сфере из-за России и Китая. По словам главы Белого дома, у…

«Существующие американские исследовательские реакторы не обладают требующейся для проведения подобных исследований мощностью. На данный момент единственный исследовательский реактор на быстрых нейтронах, к которому имеют доступ американские компании, это реактор БОР-60, находящийся в России. Когда американские исследователи и разработчики пытаются получить к нему доступ, они сталкиваются с многочисленными препятствиями, в том числе с трудностями в связи с экспортным контролем при испытаниях конструкционных материалов и топлива, защитой прав интеллектуальной собственности и проблемами международных перевозок», — говорится в документе.

Отмечается, что испытательные установки позволяют оценить, как будут себя вести топливо, материалы и компоненты, если их использовать на реакторах, предназначенных для выработки электроэнергии. Такие исследования позволяют получить данные о том, как компоненты ведут себя в неблагоприятных условиях, включая экстремальные температуры и воздействие радиации.

В аналитической справке также отмечается, что строительство многоцелевого исследовательского реактора позволит правительству США «продемонстрировать передовые реакторные технологии».

«Мы не можем допустить, чтобы передовые американские реакторные технологии потенциально пострадали, потому что наша страна не обладала мощностями многоцелевого исследовательского реактора», — подчёркивают в USNIC.

В подготовленном документе Совет также ссылается на заявление замминистра энергетики США по вопросам атомной энергетики Риты Барнавал.

«Если у американских изобретателей данная возможность не появится как можно скорее, то происходящий в настоящее время переход к доминированию в сфере ядерных технологий других государств, таких как Китай и Российская Федерация, ускорится в ущерб американской атомной промышленности», — заявила она.

Кроме того, ранее экс-министр энергетики Рик Перри, занимавший этот пост до декабря 2019-го, также подчёркивал: без создания реактора VTR американским компаниям придётся и дальше полагаться на своих конкурентов — Россию и Китай.

«Многоцелевой исследовательский реактор является ключевым элементом в рамках реализации намеченного президентом Трампом курса на активизацию и развитие американской атомной промышленности. Данный передовой усовершенствованный реактор обеспечит американские компании отсутствующей у них на данный момент возможностью проводить испытания новейших технологий и топлива без необходимости обращаться к нашим конкурентам в России и Китае», — заявлял Перри.

  • Экс-министр энергетики США Рик Перри
  • Reuters
  • © Ints Kalnins

В связи с этим в USNIC призывают ускорить разработку американского исследовательского реактора на быстрых нейтронах, а также выражают поддержку запросу Министерства энергетики США на выделение финансирования на этот проект.

Как рассказали RT в пресс-службе Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР), в котором находится БОР-60, в настоящее время продолжается реализация заключённого в 2012 году контракта с компанией TerraPower, основателем и главным инвестором которой является Билл Гейтс, по изучению радиационной стойкости конструкционных материалов реактора TWR в реакторе БОР-60.

В институте также отметили, что в ходе этой работы не было зафиксировано ни одной претензии, а обе стороны настроены на взаимовыгодное сотрудничество: «Необходимо отметить, что в рамках сотрудничества успешно выполнены все этапы реакторных испытаний и внереакторных исследований. Ни одной претензии в ходе сотрудничества не выявлено. Обе стороны заинтересованы в конструктивном и взаимовыгодном сотрудничестве».

«Международное сотрудничество в данном направлении осуществляется в полном соответствии с законодательством стран и действием межправительственных соглашений», — подчеркнули в НИИАР.

Там уточнили, что, согласно стандартной мировой практике для режимных объектов, организация допуска для специалистов-иностранцев обычно занимает больше времени, чем для граждан своей страны.

По словам директора Института стратегического планирования, доктора политических наук, профессора Александра Гусева, для США вопрос создания исследовательского реактора на быстрых нейтронах достаточно перспективен, но подобные проекты требуют серьёзных финансовых вливаний.

«Безусловно, когда речь идёт о создании новых технологий и внедрении их в промышленность, понятно, что в целом это завязано на больших деньгах. Поэтому эти реакторы лоббируют… Эти вопросы имеют достаточно большую перспективу», — отметил собеседник RT.

Вместе с тем эксперт призвал спокойно относиться к соревновательному духу США.

Необходимы при строительстве ядерных реакторов

Исследовательский реактор БОР-60 был введён в строй в 1969 году, а в конце ноября 2019-го было принято решение о продлении срока эксплуатации ядерной установки с исследовательским реактором до конца 2025 года. Об этом сообщал заместитель главного инженера реакторной установки Леонард Нечаев.

Параллельно с этим в России строится многоцелевой научно-исследовательский реактор следующего поколения МБИР, который в будущем заменит БОР-60.

На сегодняшний день подобные действующие исследовательские реакторы на быстрых нейтронах помимо России есть только в Китае и Индии. Между тем, как отметил в разговоре с RT специалист по атомной энергетике Александр Уваров, единственным доступным для Соединённых Штатов реактором для ряда исследований остаётся БОР-60. По словам эксперта, китайский CEFR остаётся закрытым для Вашингтона из-за торговой войны с Пекином, доступ к индийскому FTBR также ограничен.

  • Зал управления реактором БОР-60
  • © niiar.ru

Как объяснил Уваров, БОР-60 и подобные установки используются для исследований материалов и новых видов ядерного топлива, необходимых при строительстве будущих ядерных реакторов.

«Что это даёт учёным-специалистам: вы хотите, допустим, испытать новый конструкционный материал для ядерного реактора, который должен проработать 60 лет, и чтобы провести такое испытание, по-хорошему, вам нужно поставить этот материал в один из реакторов на 60 лет и посмотреть, что с ним будет. Поэтому специалисты ставят этот материал в опытный исследовательский быстрый реактор, и вместо 60 лет можно прокрутить всю программу испытаний, допустим, за шесть лет. То есть это действительно аппарат, который даёт возможность в разумные сроки провести исследования новых конструкционных материалов, новых типов ядерного топлива и так далее», — пояснил специалист.

В пресс-службе НИИАР отметили, что одно из преимуществ БОР-60 заключается в наличии экспериментальных стендов для испытаний крупномасштабных моделей оборудования АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

«Установка БОР-60 с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем представляет собой прототип АЭС малой мощности. Реакторная установка используется для отработки технологий быстрых реакторов с натриевым теплоносителем и проведения испытаний топлива и конструкционных материалов для перспективных реакторов на быстрых нейтронах, а также для высокодозного облучения конструкционных материалов ядерных реакторов других типов», — отметили в пресс-службе.

На исследовательском реакторе БОР-60 также проводятся эксперименты в рамках контрактов с партнёрами из Франции, Южной Кореи, США и другими. Кроме того, в январе 2020-го российский исследовательский центр и китайская компания Fangda Carbon New Material Ltd. подписали долгосрочный контракт на проведение в НИИАР исследований в рамках проекта создания в КНР перспективного высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора.

Помимо БОР-60 в России также действуют и опытно-промышленные быстрые реакторы БН-600 и БН-800. Пока Россия — единственная в мире страна, в структуре атомной энергетики которой действуют реакторы на быстрых нейтронах. Одним из главных преимуществ таких установок считается возможность значительно уменьшить объёмы радиоактивных отходов благодаря выжиганию опасных радионуклидов. В будущем планируется строительство более мощных энергоблоков БН-1200.

сб. статей. — 1967 — Электронная библиотека «История Росатома»

Закладок нет.

 

 

СуперобложкаСуперобложка (с. 2)Обложка123456 пустая789101112131415161718192021222324252627282930313233343536373839404142434445464748495051525354555657585960616263646566676869707172737475767778798081828384858687888990919293949596979899100101102103104105106107108109110111112113114115116117118119120121122123124125126127128129130131132133134135136137138139140141142143144145146147148149150151152153154155156157158159160161162163164165166167168169170171172173174175176177178179180181182183184185186187188189190191192193194195196197198199200201202203204205206207208209210211212213214215216217218219220221222223224225226227228229230231232233234235236237238239240241242243244245246247248249250251252253254255256257258259260261262263264265266267268269270271272273274275276277278279280281282283284285286287288289290291292293294295296297298299300301302303304305306307308309310311312313314315316317318319320321322323324325326327328329330331332333334335336337338339340341342343344345346347348349350351352353354355356357358359360361362363364365366367368369370371372373374375376377378379380381382383384385386387388389390391392ФорзацСуперобложка (с. 3)Суперобложка (с. 4)Суперобложка – Суперобложка (с. 2)Обложка – 12 – 34 – 56 пустая – 78 – 910 – 1112 – 1314 – 1516 – 1718 – 1920 – 2122 – 2324 – 2526 – 2728 – 2930 – 3132 – 3334 – 3536 – 3738 – 3940 – 4142 – 4344 – 4546 – 4748 – 4950 – 5152 – 5354 – 5556 – 5758 – 5960 – 6162 – 6364 – 6566 – 6768 – 6970 – 7172 – 7374 – 7576 – 7778 – 7980 – 8182 – 8384 – 8586 – 8788 – 8990 – 9192 – 9394 – 9596 – 9798 – 99100 – 101102 – 103104 – 105106 – 107108 – 109110 – 111112 – 113114 – 115116 – 117118 – 119120 – 121122 – 123124 – 125126 – 127128 – 129130 – 131132 – 133134 – 135136 – 137138 – 139140 – 141142 – 143144 – 145146 – 147148 – 149150 – 151152 – 153154 – 155156 – 157158 – 159160 – 161162 – 163164 – 165166 – 167168 – 169170 – 171172 – 173174 – 175176 – 177178 – 179180 – 181182 – 183184 – 185186 – 187188 – 189190 – 191192 – 193194 – 195196 – 197198 – 199200 – 201202 – 203204 – 205206 – 207208 – 209210 – 211212 – 213214 – 215216 – 217218 – 219220 – 221222 – 223224 – 225226 – 227228 – 229230 – 231232 – 233234 – 235236 – 237238 – 239240 – 241242 – 243244 – 245246 – 247248 – 249250 – 251252 – 253254 – 255256 – 257258 – 259260 – 261262 – 263264 – 265266 – 267268 – 269270 – 271272 – 273274 – 275276 – 277278 – 279280 – 281282 – 283284 – 285286 – 287288 – 289290 – 291292 – 293294 – 295296 – 297298 – 299300 – 301302 – 303304 – 305306 – 307308 – 309310 – 311312 – 313314 – 315316 – 317318 – 319320 – 321322 – 323324 – 325326 – 327328 – 329330 – 331332 – 333334 – 335336 – 337338 – 339340 – 341342 – 343344 – 345346 – 347348 – 349350 – 351352 – 353354 – 355356 – 357358 – 359360 – 361362 – 363364 – 365366 – 367368 – 369370 – 371372 – 373374 – 375376 – 377378 – 379380 – 381382 – 383384 – 385386 – 387388 – 389390 – 391392 – ФорзацСуперобложка (с. 3) – Суперобложка (с. 4)

 

 

Атомщики и другие, или Противоречивые итоги реформы — Энергетика и промышленность России — № 05 (241) март 2014 года — WWW.EPRUSSIA.RU

Газета «Энергетика и промышленность России» | № 05 (241) март 2014 года

Как это сказывается на энергетике в целом, читателям «ЭПР» рассказывает первый заместитель председателя Комитета Государственной Думы по природным ресурсам, природопользованию и экологии Валерий Язев.

– Валерий Афонасьевич, в ХХI веке большое внимание уделяется дальнейшему развитию атомной отрасли. Эффективное использование атомной энергетики – это неизбежное будущее для всего человечества.

Вы только что выступали в Госдуме от имени фракции «Единая Россия» и, отметив достижения отрасли, призвали депутатов уделять больше внимания развитию и проблемам атомной энергетики. Расскажите об этом подробнее.

– Россия прочно удерживается среди мировых лидеров использования ядерных технологий. Российские реакторы, на мой взгляд, сегодня самые безопасные в мире. Их покупают Китай, Индия, Турция, Словакия, Иран, Бангладеш и другие страны. Мы занимаем лидирующие позиции в мире по обогащению ядерного топлива.

В этом году исполняется шестьдесят лет пуску первой в мире атомной электростанции – Обнинской АЭС, событию, не уступающему по значению выходу человечества в космос. И в этом же году свершится событие, которое, на мой взгляд, не уступит ему по значимости, а именно: вывод на мощность самого крупного в мире реактора на быстрых нейтронах БН-800!

Почему это событие имеет такое большое значение? Потому, что атомные реакторы на быстрых нейтронах лежат в основе замкнутого ядерного топливного цикла, переход к использованию которого расширяет горизонт надежного энергоснабжения человечества с нескольких десятков лет (что характерно для углеводородов) до тысячелетий.

Но пока в современных реакторах «сжигается» лишь несколько процентов от способного к делению урана. Образно говоря, мы сжигаем только листья дерева, а ствол откладываем в сторону. Но и на таком начальном уровне развития доля атомных электростанций в общей мировой выработке электроэнергии сегодня составляет 14 процентов, в России – 16 процентов, причем на Северо-Западе – 37 процентов. Франция удовлетворяет потребности в электроэнергии за счет АЭС на 75 процентов, Украина – почти на 50 процентов, США – на 20 процентов, Евросоюз в среднем на 28 процентов.

Замыкание ядерного топливного цикла обеспечит вовлечение в производство энергии всего «ствола дерева». Фактически человечество приходит к новому виду возобновляемой энергии. Кстати, то, что принято считать возобновляемыми источниками энергии – солнечные лучи и ветер – это лишь энергоносители, с помощью которых мы используем термоядерную энергию Солнца.

Создание полномасштабной энергетики на основе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах является для человечества задачей беспрецедентной. Ведущая роль государства и необходимость международного сотрудничества в ее решении очевидны. В России разработана и принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010‑2015 годов и на перспективу до 2020 года». В ней намечен весь комплекс объектов, необходимых для осуществления замкнутого ядерного топливного цикла и принципиального решения проблемы отработавшего ядерного топлива.

Кроме того, предусмотрена разработка реакторов повышенной надежности, основанных на принципах естественной безопасности. Решение этих задач будет означать прорыв в тысячелетие безопасной ядерной энергетики, и ее дальнейшее развитие не будет тормозиться досадными авариями, подобными авариям на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США, на четвертом блоке Чернобыльской АЭС, на реакторах АЭС «Фукусима-1» в Японии.

Государственная задача

– Сегодня в мире потребляется до 11 процентов, а в перспективе планируется до 14‑15 процентов атомной энергетики в целом в общем росте. Масштабные атомные программы существуют в России, США, Китае и многих других странах. У нас есть Федеральная целевая программа «Ядерные технологии нового поколения», где мы разрабатываем реакторы нового типа. Во-первых, это реакторы на быстрых нейтронах: БН-800 (построен на Белоярской АЭС) и проектируемые БН-1200, БН-1600, будет вестись активная работа по реактору БРЕСТ в Томске.

Государство, понимая важность проблемы, выделяет деньги. На мой взгляд, это важнейшая государственная задача. Надо понимать, что сегодня, в отличие от других отраслей энергетики, мы занимаем передовые позиции в атомных технологиях. Это общепризнанный факт. Мы уже заключили контракты на строительство большого количества реакторов во многих странах мира – это Турция, Вьетнам, Китай, Белоруссия, Иордания, Индия, Иран. Недавно выиграли тендер на строительство атомной станции в Финляндии, хотя там очень жесткая конкуренция и станция у них высокого уровня. В мире признано, что российские атомные технологии являются самыми безопасными, а ведь на этом рынке идет жесткая конкуренция. У нас – самый масштабный проект по обогащению урана. Конечно, у нас есть нефть и газ. Но по технологии я бы их не относил к самым передовым, а вот атомные – да.

Надо сказать, что это является достижением нашей страны, и мы ни в коей мере не имеем права ослабить эти позиции. При этом у нас, по мнению МАГАТЭ и наших главных конкурентов в этой области – США, самое совершенное и современное законодательство по ядерной безопасности, по радиоактивным отходам, хранению и захоронению этих отходов. Я считаю, что вторая половина этого столетия будет связана с нарастанием роли атомной энергии в мире.

– Тогда по какой же причине Россия отстает в потреблении атомной энергии, если учесть, что страны Западной Европы покрывают за ее счет до 80 процентов своих энергопотребностей? Что мешает России с ее высоким уровнем технологического обеспечения приблизиться к этим цифрам?

– Газовая пауза создала огромный перекос в энергетическом балансе нашей страны. У нас есть и угольная составляющая, и газ (основной энергетический ресурс в силу его технологичности, экологичности, дешевизны), и нефть. В европейской части у нас энергетический баланс повыше, в Сибири нет – там в основном используется газ. Кроме того, после Чернобыля мы законсервировали ряд программ, и в мире тоже была в этом плане пауза.

Доля атомных электростанций в общей мировой выработке электроэнергии сегодня составляет 14 процентов, в России – 16 процентов. Но у нас есть и большая гидрогенерация, и угольная промышленность, и нефть, и газовая генерация с большим количеством современных установок. Это хорошо, что у нас такая диверсифицированная корзина. Есть программа подъема к 2030 году до 20 процентов атомной генерации. Мы строим сейчас Нововоронежскую, Ростовскую атомную станцию, завершаем программы на Курской и Смоленской атомных станциях, Ленинградской, скоро будет произведен пуск на Белоярской АЭС на быстрых нейтронах.

После Чернобыля строительство атомных станций не финансировалось, все было приостановлено. Речь даже шла о полном прекращении работ в этом направлении. Однако Государственная Дума четвертого созыва вернулась к этому вопросу – депутаты провели несколько круглых столов, парламентских слушаний на эту тему. «Единая Россия» тогда выступила с инициативой выделить бюджетное финансирование на строительство атомных станций БН-800, на строительство плавучей АЭС. При принятии бюджета было много дискуссий, в частности с министром финансов, им в то время был Алексей Кудрин. Агентство по атомной энергетике тогда занимало двойственную позицию. Они считали, что существуют более важные задачи, чем достройка БН-800. Депутатам пришлось оформить парламентский запрос. Все фракции нас поддержали, и с тех пор проект по строительству атомных станций пошел.

Сейчас у нас тоже идет сложный бюджетный процесс, бюджет дефицитный, идет сокращение ряда статей. Однако, чтобы не свернули ФЦП «Ядерные технологии нового поколения», нужен постоянный контроль со стороны депутатов. Я постоянно к этому призываю. Считаю, что сегодня в Госдуме есть четкое понимание и поддержка того, чтобы мы и дальше занимались подобными проектами, что мы не должны утратить своих ведущих позиций в мире. А для этого необходимо дальнейшее развитие атомной энергетики.

– Есть ли проблемы в законодательной сфере?

– Сейчас законодательная база довольно масштабно и четко сформулирована. Однако есть ряд вопросов, которые необходимо решать. Например, я недавно проводил совещание с Минприроды, с Росатомом. В Водном кодексе есть запрет на прямоточное водоснабжение. И получается, что ряд атомных станций не может забирать воду, в частности, такие проблемы могут возникнуть у ЛАЭС -2: закон требует строительства специальных сооружений для водоохлаждения, нельзя брать воду из Финского залива. Даже проектировать такую схему нельзя.

Никаких разумных обоснований этому нет. Вместо этого надо следить за уровнем загрязнения, сбросами воды, очисткой и т. д., но это все и так происходит, всеми атомными станциями строго соблюдается.

Ряд запретов просто неразумен. Приведу пример. Сегодня во Вьетнаме нет атомного законодательства. Вьетнамская сторона просит нас делать проекты и строить атомные станции, опираясь на наше законодательство.

Но тут возникает такая ситуация – проект доверяют нам, но мы не имеем права проектировать уже согласно нашему законодательству. Таких парадоксов масса. Таким образом, нам на законодательном уровне необходимо сделать поправки и изменения в Водный кодекс.

Мы сейчас этим занимаемся с депутатами нашего комитета, со специалистами и экспертами из Рос­атома. На сегодня существует ряд болевых точек, которые надо снимать, чтобы беспрепятственно развивать атомную отрасль и дальше.

– Много ли сегодня международных контрактов?

– Атомная энергетика сегодня – самая технологичная отрасль. Есть страны, нуждающиеся в дополнительных энергоресурсах. Нефть и газ туда нужно транспортировать, для этого многое нужно.

С готовой электроэнергией зачастую сложнее: ну как можно, к примеру, транспортировать электроэнергию из России во Вьетнам или Индию? Выход – помощь им в строительстве энергомощностей. Если не мы, то все равно атомную станцию там построит Америка. При этом мы решаем несколько задач в соответствии с принципами нераспространения. Мы привязываем к себе эти страны на долгие годы.

Пока станция работает, мы ей поставляем топливо, забираем отходы на переработку себе, будем оказывать постоянную помощь при эксплуатации. Это же всё деньги. Об этом тоже надо помнить. И мы будем зарабатывать не только при строительстве атомных станций, но потом долгие годы на обслуживании и эксплуатации этих станций. Почти пятьдесят лет это может длиться. Это очень перспективный, стабильный бизнес с точки зрения государства. Я знаю, что сейчас российскими атомщиками заключены соглашения на строительство двадцати атомных реакторов за рубежом, еще примерно двадцать проектов находятся в стадии протоколов о намерении. И подобная работа ведется широко во всем мире.

– Валерий Афонасьевич, в такой отрасли, как атомная, нужны высокопрофессиональные специалисты. Достаточно их у нас на сегодня и в каких вузах их готовят?

– Прежде всего, у нас есть Федеральный ядерный университет МИФИ. Его многочисленные филиалы расположены в закрытых городах. Далее, например, в Уральском политехническом институте, который я сам заканчивал, есть физико-технический факультет. Во многих ведущих вузах есть кафедры и факультеты, где готовят специалистов для атомных электростанций.

Атомная отрасль платит хорошие деньги и создает для своих сотрудников хорошие условия, включая, прежде всего, хорошие социальные пакеты для специалистов и их семей. Кадрового голода в атомной отрасли нет. Надо сказать, что уходит по возрасту уже второе поколение специалистов-атомщиков, но есть и яркие молодые ученые, которые идут им на смену. Росатом подготовке кадров придает очень большое значение. Например, у Сергея Кириенко есть заместитель по инновационному блоку, Вячеслав Першуков, который занимается этим вопросом.

Неподведенные итоги

– Сегодня непростая ситуация сложилась в энергетике России в целом. Дискуссии о том, благом или злом была реформа Анатолия Чубайса и реструктуризации РАО ЕЭС, не умолкают. Многие эксперты, экономисты и бизнесмены говорят о ее провале – главным образом потому, что цены увеличились в разы. Другая часть оппонентов утверждает, что реформы следует продолжить. Что вы думаете по этому поводу?

– Считаю, что реформа электроэнергетики была необходимой, решение было правильным. Другой вопрос состоит в том, что эффект от реформы мы получили не тот, которого ожидали. Более того, сейчас по факту наблюдается обратный процесс. Раздробили генерации, сети, создали ОГК, ТГК. Сейчас идет их слияние и поглощение, то есть обратный процесс. Однако многие считают, что все это так и должно быть. Смысл реформы сводился к созданию конкурентного рынка. Практика показала, что не удалось создать рынок в электрогенерации и в электросетевом хозяйстве. Таким образом, создалось несколько крупных игроков. Хорошо или плохо – надо посмотреть. Пока еще рано подводить итоги.

Второй вопрос касается роста цен. Сейчас пугают цифрами – цены на электроэнергию подскочили в десять-двенадцать раз. Но процесс повышения цен шел бы все равно независимо от того, была бы реформа или нет. Цены на энергоресурсы растут во всем мире по объективным причинам.

Но у нас складывается парадоксальная ситуация: генерация определяет разумные цены, а вот сетевая составляющая чрезмерна. При этом сетевики жалуются, что у них нет денег на модернизацию.

Но в целом, говоря об энергетике, следует отметить, что в этом вопросе политика государства достаточно невнятна. В качестве примера приведу Западную Европу, в частности Германию, где сборочные производства, машиностроительные процессы перемещаются в Америку, потому что там электроэнергия дешевле. Это государственная политика, суть которой в том, чтобы создать дешевые энергоресурсы. Именно американская политика была направлена на создание дешевой электроэнергетики. Это было основной доктриной управления промышленной политикой – создать дешевые энергоресурсы для того, чтобы промышленность была конкурентоспособной. А у нас наоборот, растут цены на моторное топливо, газ, электроэнергию. Такая ситуация кажется просто парадоксальной. По сути, государственная политика у нас – отсутствие внятного курса, незавершенность реформ, неконкурентный рынок. Нет сегодня организованной торговли, например, по газу. Такова политика государства – программа есть, газ есть, намерение есть, а процессы идут очень медленно.

Далее, у нас нет политики подключения к электросетям, процесс здесь идет сложно. Сегодня это очень тормозит все процессы в России. Новых производств нет. Чтобы подключиться, надо получить разрешение на землю. На эту процедуру может уйти много времени, иногда даже более года. Большие деньги требуются за сам процесс подключения к сети. Не развивается малая и распределенная энергетика – это тоже нерешенный вопрос. С малой генерацией попасть в сеть очень сложно. Многие крупные металлургические комплексы, предприятия готовы сами у себя делать объекты малой генерации, поршневые, газопоршневые, но им приходится резервировать мощности сетевые. Одним словом, в этой области накопилось много нерешенных проблем.

– Как вы считаете, государство должно подталкивать реформы?

– Реформы нужно двигать вперед. Необходимо, чтобы рыночные принципы работали в полной мере. Принципы таковы: государство должно защищать социально незащищенные категории населения, создавать условия и способствовать росту малого и среднего бизнеса. У государства пока не получается вести продуманную энергетическую политику. То, что сегодня делается для малого и среднего бизнеса, – зачастую во вред, а не в помощь ему.

Старые и новые стратегические направления

– Нефть, газ, энергоносители являются на сегодняшний день основными источниками формирования бюджета. Каково положение в нефтегазовом секторе сегодня? Следует ли сохранить все как есть или следует увеличить роль государства?

– Показатели нефтегазового сектора за 2013 год выглядят неплохо. Лучше, чем за 2012 год. Добыча нефти в России составила 523,3 миллиона тонн (рост на 1 процент по сравнению с результатами прошлого года). Это высший показатель за последние двадцать лет. Добыча газа выросла на 2,1 процента и составила 668 миллиардов кубометров. В США, кстати, годовой прирост добычи составил 15 процентов (около 370 миллионов тонн, а к 2015 году планируют добыть более 450 миллионов тонн нефти).

Удалось восстановить физический объем экспорта природного газа в страны дальнего зарубежья, он вырос на 22,5 процента по сравнению с 2012 годом. Общий экспорт природного российского газа в 2013 году – 196,4 миллиарда кубометров, а также 26,3 миллиона кубометров СПГ. «Газпром» реализовал в Европе 162,7 миллиарда кубометров природного газа, заняв 30 процентов рынка. Ни сланцевому газу США, ни СПГ Катара и Алжира не удалось потеснить российского экспортера на европейском газовом рынке. Наоборот, трубопроводный газ из России покупала Италия (+68 процентов), Великобритания (+54 процента), Германия (+21 процент).

Экспорт в страны СНГ стагнирует, мы пока не наблюдаем радужных перспектив для евразийского экономического пространства.

На внутреннем рынке природного газа произошли заметные изменения: принят федеральный закон о либерализации экспорта сжиженного природного газа, введено дифференцированное налогообложение в зависимости от вида месторождений и условий добычи.

Но в целом положение дел в нефтегазовом секторе непростое. С одной стороны, нужно осваивать новые районы добычи, попутно создавая промышленную, транспортную и социальную инфраструктуру, принимать меры в условиях падающей добычи на главных нефтегазовых месторождениях. Все это требует крупных инвестиций и понятных бизнес-сценариев компенсации затрат и получения прибыли. Следовательно, нужны стабильные и прозрачные правила для инвесторов и благоприятные условия для осуществления долгосрочных проектов. Очевидно, это потребует усиления роли государства.

С другой стороны, для перехода от сырьевого к инновационному механизму развития экономики России, что потребует еще больших инвестиций, нужна доступная и недорогая энергия. Государство и этот процесс должно регулировать и делать его стабильным. Еще одна сложнейшая задача – это устранение перекоса в ценах на энергоносители между внутренними и внешними, между ценами для домохозяйств и ценами для промышленности. При этом государство зажато в своих действиях ограничениями на размер вывозных таможенных пошлин, на уровень платежеспособности населения и предприятий, а также на необходимость выполнения немалых социальных обязательств.

И конечно, вопросы энергосбережения и повышения энергетической эффективности, особенно в бюджетной сфере и в дотируемых отраслях экономики. Именно по тому, как разрабатывается и осуществляется политика энергосбережения, можно судить об уровне профессионального качества государственного управления.

Таким образом, вопрос не в том, чтобы увеличить или уменьшить роль государства. Вопрос в том, как сформировать адекватную реальной ситуации систему, которая бы смогла обеспечить в долгосрочной перспективе устойчивое развитие энергетики. Так как эта система сложная и большая, то без государства создать ее невозможно. Да и работать без него она не будет. Излишне напоминать, что нефтегазовый сектор имеет для страны стратегическое значение, а значит, государство, помимо получения налогов и таможенных пошлин, заинтересовано в надежном снабжении топливом всего оборонного комплекса и жизненно важных для экономики объектов.

– По сей день много пишут о том, что попутный газ не используется с максимальной выгодой для государства. Потери его значительны. Что надо сделать для исправления ситуации?

– Я бы сразу заметил, что делается здесь многое. Если говорить о горящих факелах, то число их все‑таки уменьшается, но значительная часть никак не используется. Тут есть много нерешенных проблем. К сожалению, есть такие крупнейшие госкомпании, как «Роснефть», «Газпромнефть», которые еще мало продвинулись по сбору и утилизации попутного газа. Они пока и являются главными загрязнителями воздуха. Если посмотреть по цифрам и сравнить их с такими компаниями, как «Сургутнефтегаз», «ЛУКОЙЛ», то последние имеют определенные успехи по использованию попутного газа. Однако тут все упирается в вопрос утилизации попутного нефтяного газа. Сегодня нужен сбор этого газа. Нужны новые технологии. Потом возникает проблема использования газа – куда его направлять, в магистральный газопровод или по газотранспортным сетям, в единое газоснабжение. Пока не все сделано. А вот цифра по неиспользованному попутному газу не выполнена и достигает 95 процентов. Компании идут на оплату штрафов.

Перспективная технология – жидкие топливные ресурсы. Сегодня малыми установками можно из попутного газа делать и метанол, и дизельное топливо, и даже бензин. Все это можно и нужно делать в местах добычи, тогда отпадает проблема транспортировки, что очень важно.

На сегодня кроме проблемы использования попутного газа крайне важной является работа по сохранению от загрязнения окружающей среды. Ее надо решать. Еще раз подчеркну, в этом вопросе делается немало, но мы далеки от его решения. Законы есть, но они не выполняются, нефтяными компаниями платятся штрафы за выбросы. Все делается, но объемы выбросов газа в атмосферу уменьшаются медленно. Нужны кнут и пряник – нужны экономические, уголовные санкции к тем, кто выбрасывает много попутного газа в атмосферу, и надо поощрять тех, кто утилизирует его или хотя бы выбрасывает в атмосферу в меньших размерах. В свое время было запланировано к 2014 году добиться того, чтобы использование попутного газа достигло 95 процентов. Однако этот год уже наступил, но сделано мало. Надо усиливать работу в этом направлении государства и правительства.

– Во многих странах большое внимание уделяется развитию возобновляемой энергетики. Не отстает ли Россия? Каковы наши перспективы?

– Следует отметить, что в мире этот вид энергетики бурно развивается. Установленная мощность ветроэлектростанций превысила 282 ГВт, в Евросоюзе – 117 ГВт. В 2013 году они выработали 8 процентов всей потребленной электроэнергии.

В странах Евросоюза в 2013 году установлено 35 ГВт новых мощностей электрогенерации, из них на объекты возобновляемой энергетики приходится 25 ГВт, то есть 72 процента. Ветряных электростанций в 2013 году установлено более 11 ГВт, чуть меньше объем введенной в 2013 году фотовольтаики. А всего в мире в 2013 году установлено более 30 ГВт солнечных фотоэлектрических электростанций. Общая мощность этих генераторов превысила 130 ГВт.

Заметные успехи в области биотоплива и биогаза демонстрируют Германия, США, Китай. Огромен потенциал большой гидроэнергетики, энергии приливов и морских волн. Пожалуй, только атмосферное электричество человечество пока не может взять на службу. Однако долгосрочные прогнозы показывают, что к 2040 году более 70 процентов энергии в мире будет вырабатываться сжиганием ископаемых углеводородов и каменного угля. Следовательно, на российскую минерально-сырьевую продукцию спрос будет высоким.

Особенность использования ВИЭ – наличие разветвленных интеллектуальных сетей электропередачи с объектами аккумулирования энергии и резервными электрогенераторами на традиционном топливе. В рыночной цивилизации такая энергетика, как правило, будет дороже традиционной. Но инновации могут изменить рыночные предпочтения, особенно когда чистота окружающей среды реально приобретет высокую стоимость.

В России возможно развитие использования всех видов возобновляемых источников энергии, в первую очередь – гидроэнергии и энергии биомассы. Также повсеместное распространение могут получить, например, тепловые насосы. Но современная возобновляемая энергетика – это переходящая в одержимость государственная политика, опирающаяся на развитую экономику и финансы. К чему мы пока не вполне готовы.

– Как вы оцениваете Энергетическую стратегию, принятую российским правительством?

– Я хорошо знаком с министром энергетики Александром Новаком, мы встречались после его назначения и обменивались мнениями о проблемах, стоящих перед отраслью. На мой взгляд, Минэнерго набирает определенный вес, и Новак становится профессионалом. Его замы хорошо владеют проблемами – это и Юрий Сентюрин, и Кирилл Молодцов, и еще ряд специалистов. Есть ряд программ, которые они ведут довольно профессионально.

Всегда можно покритиковать правительство и сказать, что там много непрофессионалов. Но технология принятия управленческих решений от имени правительства очень сложна: одно дело – позиция Минэнерго, но там есть еще и позиции Минфина, Минэкономразвития, ФАС и т. д. Там много центров принятия решений, которые формируют консолидированную позицию правительства. И иногда она бывает далека от позиции Минэнерго о том, что и как надо делать.

ядерных энергетических реакторов — Всемирная ядерная ассоциация

(Обновлено в феврале 2021 г.)

  • Большая часть электроэнергии на АЭС вырабатывается с использованием всего двух типов реакторов, которые были разработаны в 1950-х годах и с тех пор усовершенствованы.
  • Все реакторы первого поколения сняты с эксплуатации, и большинство из работающих — это реакторы второго поколения.
  • Появляются новые разработки, большие и маленькие.
  • Около 10% мировой электроэнергии производится с помощью ядерной энергии.

Эта страница об основных типах ядерных реакторов обычного типа. Более продвинутые типы см. На страницах «Усовершенствованные ядерные энергетические реакторы, малые атомные энергетические реакторы, реакторы на быстрых нейтронах» и «Ядерные реакторы поколения IV».

Как ядерный реактор вырабатывает электричество?

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 состоит в том, чтобы утилизировать фактические нейтроны, производимые в активной зоне. В большинстве военно-морских реакторов пар приводит в движение турбину непосредственно для обеспечения движения.)

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).

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.

Сегодня реакторы, разработанные для двигателей подводных лодок и больших военно-морских судов, вырабатывают около 85% мировой ядерной электроэнергии.Основная конструкция представляет собой реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода с температурой более 300 ° 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 и в качестве хладагента, и в качестве 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».)

Элементы ядерного реактора

Есть несколько компонентов, общих для большинства типов реакторов:

Топливо
Основным топливом является уран. Обычно таблетки оксида урана (UO 2 ) располагаются в трубках, образуя топливные стержни. Стержни размещены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. * В PWR класса 1000 МВт (эл.) Может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток.

* 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.

Модератор
Материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, высвобождаемые при делении, так что они вызывают большее деление.Обычно это вода, но может быть тяжелая вода или графит.

Управляющие стержни или лопасти
Они сделаны из материала, поглощающего нейтроны, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны для управления скоростью реакции или для ее остановки. * В некоторых реакторах PWR используются специальные регулирующие стержни, позволяющие core для эффективного поддержания низкого уровня мощности. (Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в теплоносителе — его концентрацию можно регулировать с течением времени по мере сгорания топлива.) Управляющие стержни PWR вставляются сверху, крестообразные лопасти BWR — снизу активной зоны.

* При делении большая часть нейтронов высвобождается 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 ядро, чтобы отводить от него тепло. В легководных реакторах водяной замедлитель выполняет также функцию теплоносителя первого контура.За исключением BWR, существует вторичный контур теплоносителя, где вода превращается в пар. (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.

Сосуд под давлением или напорные трубки
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 проходить через опорные конструкции для труб.Все это должно быть спроектировано так, 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 емкость предназначена для этого. Утечки можно обнаружить, отслеживая уровни N-16 в паре на выходе из парогенератора.

Изолятор
Конструкция вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, которая предназначена для защиты его от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия излучения в случае любой 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.

Существует несколько различных типов реакторов, как показано в следующей таблице.

Заправка ядерного реактора

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. AGR также предназначен для дозаправки под нагрузкой.

Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, можно запустить энергетический реактор на природном уране, а не на обогащенном уране.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 в совокупности 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 высокопробного низкообогащенного уранового топлива, обогащенного примерно до 20% по U-235.

Во время работы часть U-238 заменяется на плутоний, и Pu-239 в конечном итоге обеспечивает около одной трети энергии из топлива.

В большинстве реакторов в качестве топлива используется керамический оксид урана (UO 2 с температурой плавления 2800 ° C), большая часть которого обогащена. 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 тепловыделяющую сборку, которая представляет 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. Таким образом, торговля подлежит контролю. Обычно он загрязнен гафнием, поглотителем нейтронов, поэтому для производства циркалоя используется очень чистый Zr «ядерной чистоты», который составляет около 98% Zr плюс около 1.5% олова, а также железа, хрома и иногда никеля для повышения прочности.

Важной отраслевой инициативой является разработка устойчивых к авариям видов топлива, которые более устойчивы к плавлению в таких условиях, как авария на Фукусиме, и с оболочкой, более устойчивой к окислению с образованием водорода при очень высоких температурах в таких условиях.

Горючие яды часто используются в топливе или теплоносителе для выравнивания характеристик реактора с течением времени от загрузки свежего топлива до дозаправки.Это поглотители нейтронов, которые распадаются под воздействием нейтронов, компенсируя постепенное накопление поглотителей нейтронов в топливе по мере его сжигания и, следовательно, обеспечивая более высокое выгорание топлива (в ГВт-днях на тонну урана) *. Наиболее известным является гадолиний, который является жизненно важным ингредиентом топлива в морских реакторах, где установка свежего топлива очень неудобна, поэтому реакторы рассчитаны на работу более десяти лет между заправками (эквивалент полной мощности — на практике они не работают непрерывно).Гадолиний входит в состав керамических топливных таблеток. Альтернативой является встроенный поглотитель выгорающего топлива из диборида циркония (IFBA) в виде тонкого покрытия на обычных таблетках.

* Среднее выгорание топлива, используемого в реакторах США, увеличилось почти до 50 ГВт-сут / т, по сравнению с половиной от показателя 1980-х годов.

Гадолиний, в основном содержащий до 3 г оксида на килограмм топлива, требует немного более высокого обогащения топлива, чтобы компенсировать это, а также после выгорания около 17 ГВт · сут / т он сохраняет около 4% своего абсорбционного эффекта и не уменьшается в дальнейшем. .ZrB 2 IFBA сгорает более устойчиво и полностью и не влияет на свойства топливных таблеток. Сейчас он используется в большинстве реакторов США и некоторых в Азии. У Китая есть технология для реакторов AP1000.

Основные типы ядерных реакторов

Реактор с водой под давлением (PWR)

Это наиболее распространенный тип, в нем около 300 действующих реакторов для выработки электроэнергии и еще несколько сотен используются для военно-морских силовых установок. Конструкция PWR возникла как подводная энергетическая установка.PWR используют обычную воду как в качестве охлаждающей жидкости, так и в качестве замедлителя. Конструкция отличается наличием первичного контура охлаждения, который проходит через активную зону реактора под очень высоким давлением, и вторичного контура, в котором генерируется пар для привода турбины. В России они известны как типы ВВЭР — с водяным замедлителем и с водяным охлаждением.

PWR имеет топливные сборки из 200-300 стержней каждая, расположенных вертикально в активной зоне, а большой реактор будет иметь около 150-250 тепловыделяющих сборок с 80-100 тоннами урана.

Вода в активной зоне реактора достигает примерно 325 ° C, следовательно, ее необходимо поддерживать при давлении, примерно в 150 раз превышающем атмосферное, чтобы предотвратить ее кипение. Давление поддерживается паром в компенсаторе давления (см. Диаграмму). В первом контуре охлаждения вода также является замедлителем, и если какая-либо из них превратится в пар, реакция деления замедлится. Этот эффект отрицательной обратной связи является одной из характеристик безопасности данного типа. Вторичная система отключения включает добавление бора в первичный контур.

Вторичный контур находится под меньшим давлением, и вода здесь кипит в теплообменниках, которые, таким образом, являются парогенераторами.Пар приводит в движение турбину для производства электроэнергии, а затем конденсируется и возвращается в теплообменники, контактирующие с первичным контуром.

Реактор с кипящей водой (BWR)

Этот тип реактора имеет много общего с PWR, за исключением того, что есть только один контур, в котором вода находится под более низким давлением (примерно в 75 раз превышающим атмосферное давление), так что она кипит в активной зоне примерно при 285 ° C. Реактор спроектирован для работы с 12-15% воды в верхней части активной зоны в виде пара и, следовательно, с меньшим замедляющим эффектом и, следовательно, с повышенным КПД.Блоки BWR могут работать в режиме следования за нагрузкой легче, чем PWR.

Пар проходит через пластины осушителя (сепараторы пара) над активной зоной, а затем непосредственно к турбинам, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклидов, это означает, что турбина должна быть экранирована, а радиологическая защита должна быть обеспечена во время технического обслуживания. Стоимость этого, как правило, уравновешивает экономию из-за более простой конструкции.Большая часть радиоактивности воды очень недолговечна *, поэтому в машинный зал можно попасть вскоре после остановки реактора.

* в основном N-16 с периодом полураспада 7 секунд

Топливная сборка BWR состоит из 90–100 тепловыделяющих элементов, а в активной зоне реактора находится до 750 сборок, вмещающих до 140 тонн урана. Вторичная система управления включает ограничение потока воды через активную зону, чтобы большее количество пара в верхней части уменьшало замедление.

Тяжеловодный реактор под давлением (PHWR)

Реактор PHWR разрабатывался с 1950-х годов в Канаде как CANDU, а с 1980-х годов также в Индии.PHWR обычно используют в качестве топлива оксид природного урана (0,7% U-235), поэтому требуется более эффективный замедлитель, в данном случае тяжелая вода (D 2 O). ** PHWR производит больше энергии на килограмм добытого урана, чем другие конструкции, но и производит гораздо большее количество отработанного топлива на единицу продукции.

** с системой CANDU, замедлитель обогащается (, т.е. воды), а не топливо — это компромисс в стоимости.

Замедлитель находится в большом резервуаре, называемом каландрией, через который проходят несколько сотен горизонтальных напорных трубок, которые образуют каналы для топлива, охлаждаемого потоком тяжелой воды под высоким давлением (примерно в 100 раз превышающим атмосферное давление) в первом контуре охлаждения, обычно достигая 290 ° C.Как и в PWR, теплоноситель первого контура генерирует пар во вторичном контуре для привода турбин. Конструкция напорных трубок означает, что реактор может постепенно заправляться без остановки, путем изоляции отдельных напорных трубок от охлаждающего контура. Кроме того, их строительство менее затратно, чем конструкции с большим резервуаром высокого давления, но трубы не оказались столь же прочными.

Топливная сборка CANDU состоит из пучка из 37 тепловыделяющих стержней длиной по полметра (керамические топливные таблетки в циркалоевых трубках) плюс опорная конструкция с 12 пучками, расположенными встык в топливном канале.Управляющие стержни проникают в каландрию вертикально, а вторичная система отключения включает добавление гадолиния в замедлитель. Тяжеловодный замедлитель, циркулирующий через корпус каландрийного сосуда, также выделяет некоторое количество тепла (хотя этот контур не показан на диаграмме выше).

Более новые конструкции PHWR, такие как усовершенствованный реактор Канду (ACR), имеют легководное охлаждение и слегка обогащенное топливо.

Реакторы

CANDU могут работать на различных видах топлива. Они могут работать на рециркулированном уране из переработанного отработавшего топлива LWR или на его смеси и обедненном уране, оставшемся от заводов по обогащению.Около 4000 МВт PWR могут затем обеспечить топливом 1000 МВт мощности CANDU с добавлением обедненного урана. Торий также может использоваться в качестве топлива.

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Это второе поколение британских реакторов с газовым охлаждением, использующих графитовый замедлитель и диоксид углерода в качестве теплоносителя первого контура. Топливо — таблетки оксида урана с обогащением 2,5 — 3,5% в трубках из нержавеющей стали. Углекислый газ циркулирует через активную зону, достигая температуры 650 ° C, а затем проходит через трубы парогенератора за ее пределами, но все еще внутри бетонного и стального сосуда высокого давления (отсюда «цельная» конструкция).Управляющие стержни проходят через замедлитель, а вторичная система останова включает в себя нагнетание азота в теплоноситель. Высокая температура придает ему высокий тепловой КПД — около 41%. Заправка возможна под нагрузкой.

AGR был разработан на основе реактора Magnox. В реакторах Magnox также использовался графитовый замедлитель и охлаждение CO 2 , использовалось топливо из природного урана в металлической форме и вода в качестве вторичного теплоносителя. Последний реактор Magnox в Великобритании был закрыт в конце 2015 года.

Легководный реактор с графитовым замедлителем (LWGR)

Основной проект LWGR — это РБМК, советский образец, разработанный на основе реакторов для производства плутония. В нем используются длинные (7 метров) вертикальные напорные трубы, проходящие через графитовый замедлитель, и он охлаждается водой, которой дают возможность закипеть в активной зоне при 290 ° C и примерно 6,9 МПа, как в BWR. Топливо представляет собой низкообогащенный оксид урана, собранный в тепловыделяющие сборки длиной 3,5 метра. Из-за замедления, в основном из-за фиксированного графита, избыточное кипение просто снижает охлаждение и поглощение нейтронов, не препятствуя реакции деления, и может возникнуть проблема с положительной обратной связью, поэтому они никогда не строились за пределами Советского Союза.См. Приложение «Реакторы РБМК» для получения дополнительной информации.

Реактор на быстрых нейтронах (ФНР)

Некоторые реакторы не имеют замедлителя и используют быстрые нейтроны, вырабатывая энергию из плутония, в то же время делая больше из изотопа U-238 в топливе или вокруг него. Хотя они получают более чем в 60 раз больше энергии из исходного урана по сравнению с обычными реакторами, их строительство дорого. Дальнейшая их разработка, вероятно, состоится в следующем десятилетии, и основные конструкции, которые, как ожидается, будут построены через два десятилетия, — это FNR.Если они настроены на производство большего количества делящегося материала (плутония), чем они потребляют, их называют реакторами на быстрых нейтронах (FBR). См. Также страницы статей о реакторах на быстрых нейтронах и малых ядерных энергетических реакторах.

Атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии
Тип реактора Основные страны Номер ГВт (эл.) Топливо Охлаждающая жидкость Модератор
Реактор с водой под давлением (PWR)

США, Франция, Япония, Россия, Китай, Южная Корея

302

287.0

обогащенный UO 2

вода

вода

Реактор с кипящей водой (BWR)

США, Япония, Швеция

63

64,1

обогащенный UO 2

вода

вода

Тяжеловодный реактор под давлением (PHWR)

Канада, Индия

49

24.5

натуральный UO 2

тяжелая вода

тяжелая вода

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Великобритания

14

7,7

U натуральный (металл),
обогащенный UO 2

CO 2

графит

Легководный графитовый реактор (LWGR)

Россия

12

8.4

обогащенный UO 2

вода

графит

Реактор на быстрых нейтронах (FBR)

Россия

2

1,4

PuO 2 и UO 2

жидкий натрий

нет

ИТОГО 442 393

Информацию о строящихся реакторах см. На странице с информацией о планах строительства новых реакторов во всем мире.

Реакторы усовершенствованного типа

Обычно выделяют несколько поколений реакторов. Реакторы поколения I были разработаны в 1950-60-х годах, а последний из них (Wylfa 1 в Великобритании) был остановлен в конце 2015 года. В них в основном использовалось топливо из природного урана и в качестве замедлителя использовался графит. Реакторы поколения II типичны для современного флота США, и большинство из них находится в эксплуатации в других местах. Обычно они используют обогащенное урановое топливо и в основном охлаждаются и замедляются водой. Поколение III — это усовершенствованные реакторы, созданные на их основе, первые несколько из которых находятся в эксплуатации в Японии, а с начала 2018 года в Китае, России и ОАЭ.Остальные находятся в стадии строительства и готовы к заказу. Это разработки второго поколения с повышенной безопасностью. Нет четкого различия между поколением II и поколением III.

Проекты

поколения IV все еще находятся в стадии разработки. Они будут иметь замкнутые топливные циклы и сжигать долгоживущие актиниды, которые сейчас составляют часть отработавшего топлива, так что продукты деления будут единственными высокоактивными отходами. Из семи проектов, разрабатываемых в международном сотрудничестве, четыре или пять будут реакторами на быстрых нейтронах.Четыре будут использовать фторид или жидкометаллический теплоноситель, следовательно, работать при низком давлении. Два будут с газовым охлаждением. Большинство из них будут работать при гораздо более высоких температурах, чем современные реакторы с водяным охлаждением. См. Статью о реакторах поколения IV.

Более десятка усовершенствованных реакторов (поколение III) находятся на различных стадиях разработки. Некоторые из них являются эволюцией вышеупомянутых конструкций PWR, BWR и CANDU, некоторые — более радикальные отклонения. К первым относится усовершенствованный реактор с кипящей водой, некоторые из которых в настоящее время работают, а другие находятся в стадии строительства.Современные реакторы PWR работают в Китае, России и ОАЭ, и еще больше строится. Самая известная радикально новая конструкция имеет топливо в виде больших «камешков» и использует гелий в качестве хладагента при очень высокой температуре, возможно, для непосредственного привода турбины.

Учитывая замкнутый топливный цикл, в реакторах поколения I-III рециркулируют плутоний (и, возможно, уран), а в реакторах поколения IV ожидается полный рецикл актинидов.

Многие усовершенствованные конструкции реакторов предназначены для малых энергоблоков — до 300 МВтэ — и относятся к категории малых модульных реакторов (SMR), поскольку несколько из них вместе могут составлять большую электростанцию, возможно, построенную постепенно.Помимо обычного оксидного топлива, другие виды топлива — это металл, TRISO *, карбид, нитрид или жидкая соль.

* ТРИСО (триструктурно-изотропные) частицы диаметром менее миллиметра. Каждый из них имеет ядро ​​( c 0,5 мм) из оксикарбида урана (или диоксида урана) с обогащением урана до 20% по U-235. Это ядро ​​окружено слоями углерода и карбида кремния, что обеспечивает удержание продуктов деления, устойчивое к температурам более 1600 ° C.

Плавучие атомные электростанции

Помимо более чем 200 ядерных реакторов на различных судах, Росатом в России создал дочернюю компанию по поставке плавучих атомных электростанций мощностью от 70 до 600 МВт.Они будут установлены парами на большой барже, которая будет постоянно пришвартована там, где это необходимо для подачи энергии и, возможно, некоторого опреснения воды в прибрежный поселок или промышленный комплекс. Первый состоит из двух реакторов мощностью 40 МВт (эл.) На базе ледоколов и работает на удаленной площадке в Сибири. Ожидается, что стоимость электроэнергии будет намного ниже, чем у существующих альтернатив. Для получения дополнительной информации см. Страницу «Атомная энергетика в России».

Российский реактор КЛТ-40С — хорошо зарекомендовавший себя на ледоколах реактор.Здесь блок мощностью 150 МВт производит 35 МВт (брутто), а также до 35 МВт тепла для опреснения или централизованного теплоснабжения. Они рассчитаны на работу в течение 3-4 лет между дозаправками, и предполагается, что они будут работать парами, чтобы учесть перебои, с возможностью дозаправки на борту и хранилищем отработанного топлива. В конце 12-летнего рабочего цикла вся установка отправляется на центральное предприятие для двухлетнего капитального ремонта и удаления использованного топлива, а затем возвращается в эксплуатацию.

Российские ПАТЭС второго поколения будут иметь два реактора РИТМ-200М мощностью 175 МВт, 50 МВт, каждый примерно на 1500 тонн легче, но более мощный, чем КЛТ-40С, и, следовательно, на барже гораздо меньшего размера — водоизмещением около 12 000 тонн, а не 21 000 тонн.Заправка будет каждые 10-12 лет. Очень похожие реакторы РИТМ-200 устанавливают на новейшие российские ледоколы.

Мощность ядерного реактора

Мощность реактора АЭС указывается тремя способами:

  • Тепловая МВт, которая зависит от конструкции самого ядерного реактора и связана с количеством и качеством производимого им пара.
  • Общая электрическая МВтэ, которая указывает мощность, вырабатываемую присоединенной паровой турбиной и генератором, а также учитывает температуру окружающей среды для контура конденсатора (более холодный означает больше электроэнергии, более теплый — меньше).Номинальная полная мощность предполагает определенные условия для обоих.
  • Чистая электрическая МВтэ, которая представляет собой мощность, доступную для отправки с завода в сеть, после вычета электроэнергии, необходимой для работы реактора (насосы охлаждающей и питательной воды, и т. Д. ) и остальной части станции. *

* Чистая электрическая МВтэ и валовая МВтэ незначительно меняются от лета к зиме, поэтому обычно используется меньшее летнее значение или среднее значение. Если указано летнее значение, установки могут показывать коэффициент мощности более 100% в более прохладное время.Сообщается, что мощность реактора Watts Bar PWR в Теннесси составляет около 1125 МВт летом и около 1165 МВт нетто зимой из-за разной температуры охлаждающей воды конденсатора. Некоторые варианты конструкции, такие как приведение в действие основных больших насосов питательной воды с помощью электродвигателей (как в EPR или Hualong One), а не паровых турбин (забор пара до того, как он попадет в главный турбогенератор), объясняют некоторые общие и чистые различия между различными реакторами. типы. По этой причине EPR имеет относительно большое падение от брутто до нетто МВт, и, как отмечалось выше, Hualong One требуется 20 МВт для работы своих первичных насосов.

Связь между ними выражается двумя способами:

  • Тепловой КПД%, отношение валовой МВтэ к МВт. Это связано с разницей в температуре пара из реактора и охлаждающей воды. В легководных реакторах она часто составляет 33-37%, а в последних PWR — 38%.
  • Чистая эффективность%, отношение достигнутых чистых МВтэ к МВт. Это немного ниже и позволяет использовать растения.

На информационных страницах и цифрах Всемирной ядерной ассоциации и в статьях World Nuclear News, как правило, чистая МВтэ используется для действующих станций, а валовая МВтэ — для строящихся или планируемых / предлагаемых.

Срок службы ядерных реакторов

Большинство современных атомных станций изначально были рассчитаны на 30 или 40 лет эксплуатации. Однако при крупных инвестициях в системы, конструкции и компоненты срок службы может быть увеличен, и в некоторых странах действуют активные программы по продлению срока эксплуатации. В США почти все из почти 100 реакторов получили лицензию на эксплуатацию с 40 до 60 лет. Это оправдывает значительные капитальные затраты на модернизацию систем и компонентов, включая создание дополнительных показателей производительности.Некоторые будут работать 80 лет и более.

Некоторые компоненты просто изнашиваются, корродируют или выходят из строя до низкого уровня эффективности. Их необходимо заменить. Парогенераторы являются наиболее известными и дорогостоящими из них, и многие из них были заменены примерно через 30 лет, тогда как в остальном реактор имеет перспективу проработать 60 или более лет. По сути, это экономическое решение. Компоненты меньшего размера легче заменить по мере их старения. В реакторах Candu замена напорных труб была произведена на некоторых заводах после 30 лет эксплуатации.

Вторая проблема — моральное устаревание. Например, на более старых реакторах есть аналоговые приборы и системы управления. Некоторые были заменены цифровыми системами. В-третьих, свойства материалов могут ухудшаться с возрастом, особенно при тепловом и нейтронном облучении. Что касается всех этих аспектов, необходимы инвестиции для поддержания надежности и безопасности. Кроме того, на старых станциях проводятся периодические проверки безопасности в соответствии с международными конвенциями и принципами безопасности, чтобы обеспечить соблюдение запаса прочности.

Другой важный вопрос — управление знаниями на протяжении всего жизненного цикла от проектирования, строительства и эксплуатации до вывода из эксплуатации реакторов и других объектов. Это может длиться столетие и охватывать несколько стран и несколько компаний. Срок службы завода охватит несколько поколений инженеров. Данные должны передаваться между несколькими поколениями программного обеспечения и ИТ-оборудования, а также передаваться другим операторам аналогичных заводов. * Существенные изменения могут быть внесены в конструкцию в течение всего срока службы завода, поэтому оригинальной документации недостаточно, и потеря базовых знаний проектирования может иметь огромные последствия ( e.грамм. Пикеринг А. и Брюс А. в Онтарио). Управление знаниями часто является совместной обязанностью и имеет важное значение для эффективного принятия решений и достижения безопасности и экономики станции.

* ISO15926 охватывает переносимость и функциональную совместимость для стандарта открытых данных жизненного цикла. Также EPRI в 2013 г. опубликовал Advanced Nuclear Technology: New Nuclear Power Plant Information Handover Guide .

См. Также раздел Aging в документе «Безопасность растений».

Первичный теплоноситель

Появление некоторых из упомянутых выше конструкций дает возможность рассмотреть различные первичные теплоносители, используемые в ядерных реакторах. Есть большой выбор — газ, вода, легкие металлы, тяжелые металлы и соль:

Вода или тяжелая вода необходимо поддерживать при очень высоком давлении (1000-2200 фунтов на квадратный дюйм, 7-15 МПа, 150 атмосфер), чтобы он мог работать при температурах выше 100 ° C, до 345 ° C, как в существующих реакторах. Это имеет большое влияние на реакторную технику.Однако вода в сверхкритическом состоянии около 25 МПа может дать 45% тепловой КПД — как сегодня на некоторых электростанциях, работающих на ископаемом топливе, при температурах на выходе 600 ° C, а при сверхкритических уровнях (30+ МПа) можно достичь 50%.

Водяное охлаждение конденсаторов пара является стандартным для всех электростанций, потому что оно работает очень хорошо, относительно недорого и имеет огромную базу опыта. Вода (при давлении 75 атм) имеет хорошую теплоемкость — около 4000 кДж / м 3 — поэтому она намного эффективнее газа для отвода тепла, хотя ее теплопроводность меньше, чем у жидкостей.

Гелий должен использоваться при аналогичном давлении (1000–2000 фунтов на квадратный дюйм, 7–14 МПа), чтобы поддерживать плотность, достаточную для эффективной работы. Однако даже при давлении 75 атм его теплоемкость составляет всего около 20 кДж / м 3 . Опять же, требующееся высокое давление имеет инженерные последствия, но его можно использовать в цикле Брайтона для непосредственного приведения в действие турбины.

Двуокись углерода использовалась в первых британских реакторах и их нынешних AGR, которые работают при гораздо более высоких температурах, чем легководные реакторы.Он более плотный, чем гелий, и, следовательно, дает лучшую эффективность термического преобразования. Он также протекает менее легко, чем гелий. В настоящее время проявляется интерес к сверхкритическому CO 2 для цикла Брайтона.

Натрий , обычно используемый в реакторах на быстрых нейтронах при температуре около 550 ° C, плавится при 98 ° C и кипит при 883 ° C при атмосферном давлении, поэтому, несмотря на необходимость держать его в сухом состоянии, технические средства, необходимые для его удержания, относительно скромны. Обладает высокой теплопроводностью и высокой теплоемкостью — около 1000 кДж / м 3 при давлении 2 атм.Однако обычно вода / пар используется во вторичном контуре для привода турбины (цикл Ренкина) с более низким тепловым КПД, чем цикл Брайтона. В некоторых конструкциях натрий находится во вторичном контуре парогенераторов. Натрий не вызывает коррозии металлов, используемых в оболочке твэла или первого контура, ни самого топлива, если есть повреждение оболочки, но в целом он очень реактивен. В частности, он экзотермически реагирует с водой или паром с выделением водорода. Горит на воздухе, но гораздо менее энергично.Натрий имеет низкое поперечное сечение захвата нейтронов, но этого достаточно, чтобы некоторое количество Na-23 превратилось в Na-24, который является бета-излучателем и очень гамма-активным с периодом полураспада 15 часов, поэтому требуется некоторая защита. В большом реакторе с концентрацией натрия около 5000 т на ГВт (эл.) Активность Na-24 достигает равновесного уровня около 1 ТБк / кг — большой радиоактивный запас. Если реактор необходимо часто останавливать, в качестве хладагента можно использовать эвтектику NaK, которая является жидкой при комнатной температуре (около 13 ° C), но калий является пирофорным, что увеличивает опасность.Натрий примерно в шесть раз прозрачнее для нейтронов, чем свинец.

Свинец или эвтектика свинец-висмут в реакторах на быстрых нейтронах могут работать при более высоких температурах при атмосферном давлении. Они прозрачны для нейтронов, что способствует повышению эффективности из-за большего расстояния между топливными стержнями, что затем позволяет теплоносителю течь за счет конвекции для отвода остаточного тепла, а поскольку они не вступают в реакцию с водой, интерфейс теплообменника более безопасен. Они не горят на воздухе. Однако они вызывают коррозию оболочек твэлов и стали, которые изначально ограничивали температуру до 550 ° C.Сегодняшние материалы позволяют достичь 650 ° C, а в будущем на втором этапе разработки IV поколения с использованием оксидно-дисперсионно-упрочненных сталей предусматривается 800 ° C. Свинец и Pb-Bi имеют гораздо более высокую теплопроводность, чем вода, но ниже, чем натрий. Westinghouse разрабатывает концепцию быстрого реактора со свинцовым охлаждением, а LeadCold в Канаде также разрабатывает такой, используя новые сплавы алюминия и стали, обладающие высокой коррозионной стойкостью до 450 ° C. Состав Ti 3 SiC 2 (карбид кремния титана) рекомендуется для устойчивых к коррозии первичных цепей.

Хотя свинец имеет ограниченную активацию нейтронами, проблема с Pb-Bi заключается в том, что он дает токсичный продукт активации полония (Po-210), альфа-излучатель с периодом полураспада 138 дней. Pb-Bi плавится при относительно низкой температуре 125 ° C (отсюда эвтектика) и кипит при 1670 ° C, Pb плавится при 327 ° C и кипит при 1737 ° C, но его гораздо больше и дешевле производить, чем висмут, поэтому предполагается для крупномасштабного использования в будущем, хотя необходимо избегать замерзания. Развитие ядерной энергетики на основе реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых Pb-Bi, вероятно, будет ограничено суммарной мощностью 50-100 ГВт, в основном для небольших реакторов в удаленных местах.В 1998 году Россия рассекретила много исследовательской информации, полученной из ее опыта с реакторами на подводных лодках, и впоследствии интерес США к использованию Pb в целом или Pb-Bi для малых реакторов возрос. В реакторе Gen4 Module (Hyperion) будет использоваться эвтектика свинец-висмут, состоящая из 45% Pb и 55% Bi. Вероятен пар, вырабатывающий вторичный контур.

Подробнее о теплоносителях с эвтектикой свинец-висмут см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год в разделе «Ссылки».

СОЛЬ: Фторидные соли кипят при температуре около 1400 ° C при атмосферном давлении, поэтому можно использовать несколько вариантов использования тепла, включая использование гелия во вторичном контуре цикла Брайтона с тепловым КПД от 48% при 750 ° C до 59% при температуре 1000 ° C, для производства водорода.Фторидные соли имеют очень высокую температуру кипения, очень низкое давление пара даже при красном нагреве, очень высокую объемную теплоемкость (4670 кДж / м 3 для FLiBe, выше, чем у воды при давлении 75 атм), хорошие свойства теплопередачи, низкий нейтронный поглощение, хорошая способность замедлять нейтроны, не повреждаются радиацией, химически очень стабильны, поэтому хорошо поглощают все продукты деления и не вступают в бурную реакцию с воздухом или водой, совместимы с графитом, а некоторые также инертны по отношению к некоторым обычным конструкционным металлам.Некоторое количество гамма-активного F-20 образуется в результате захвата нейтронов, но имеет очень короткий период полураспада (11 секунд).

Фторид лития и бериллия Li 2 BeF 4 (FLiBe) соль представляет собой эвтектическую версию LiF (2LiF + BeF2), которая затвердевает при 459 ° C и кипит при 1430 ° C. Его используют в системах первичного охлаждения MSR и AHTR / FHR, а в незагрязненном состоянии он имеет низкий эффект коррозии. LiF без токсичного бериллия затвердевает при температуре около 500 ° C и кипит при температуре около 1200 ° C. FLiNaK (LiF-NaF-KF) также является эвтектическим и затвердевает при 454 ° C и кипит при 1570 ° C.Он имеет более высокое нейтронное сечение, чем FLiBe или LiF, но может использоваться в промежуточных контурах охлаждения.

Подробнее о расплавленных солевых теплоносителях, как только в качестве теплоносителя, так и в качестве носителей топлива, см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год о проблемах, связанных с использованием жидкометаллических и расплавленных солевых теплоносителей в усовершенствованных реакторах — Отчет совместного проекта COOL международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО).

Хлоридные соли имеют преимущества в реакторах с расплавом солей с быстрым спектром действия, поскольку они обладают более высокой растворимостью актинидов, чем фториды.Хотя NaCl обладает хорошими ядерными, химическими и физическими свойствами, его высокая температура плавления означает, что его необходимо смешивать с MgCl 2 или CaCl 2 , причем первый предпочтителен в эвтектике и позволяет добавлять трихлориды актинида. Основной изотоп хлора, Cl-35, дает в качестве продукта активации Cl-36 — долгоживущий энергетический бета-источник, поэтому Cl-37 намного предпочтительнее в реакторе. В тепловых реакторах хлориды — только кандидаты для вторичных контуров охлаждения.

Все жидкие хладагенты низкого давления позволяют отводить все тепло при высоких температурах, поскольку перепад температуры в теплообменниках меньше, чем в газовых хладагентах.Кроме того, с хорошим запасом между рабочей температурой и температурой кипения легко достигается пассивное охлаждение остаточного тепла. Поскольку теплообменники протекают в небольшой степени, несовместимые теплоносители первого и второго контура могут стать проблемой. Чем меньше перепад давления в теплообменнике, тем меньше проблем.

Отвод пассивного остаточного тепла — жизненно важная функция систем первичного охлаждения, помимо теплопередачи для работы. Когда процесс деления останавливается, распад продуктов деления продолжается, и к активной зоне добавляется значительное количество тепла.В момент отключения это примерно 6,5% от уровня полной мощности, но через час он падает примерно до 1,5% из-за распада короткоживущих продуктов деления. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет всего 0,2%. Это тепло может расплавить активную зону легководного реактора, если оно не будет надежно рассеиваться, как показано в аварии на Фукусима-дайити в марте 2011 года, где около 1,5% тепла генерировалось, когда цунами отключило охлаждение. В пассивных системах используется конвекционный поток.Отвод остаточного тепла представляет собой большую проблему в реакторах с газовым охлаждением из-за низкой тепловой инерции, и это ограничивает размер отдельных блоков.

Теплообмен для различных теплоносителей первого контура — жидкие теплоносители низкого давления позволяют передавать больше тепла при более высоких температурах (Источник: Forsberg 1 )

См. Также информационную страницу по охлаждающим электростанциям.

Охлаждающая вода, протекающая через активную зону реактора с водяным охлаждением, имеет некоторую радиоактивность, в основном из-за продукта активации азота-16, образующегося при захвате нейтронов из кислорода.N-16 имеет период полураспада всего 7 секунд, но при распаде производит высокоэнергетическое гамма-излучение. Это причина того, что доступ в машинный зал BWR ограничен во время реальной эксплуатации.

Способность выдерживать нагрузку

Атомные электростанции лучше всего эксплуатировать в непрерывном режиме на высокой мощности для удовлетворения требований базовой нагрузки в энергосистеме. Если их выходная мощность увеличивается и уменьшается на ежедневной и еженедельной основе, эффективность снижается, и в этом отношении они аналогичны большинству угольных электростанций.(Также неэкономично запускать их на меньшей, чем полная мощность, поскольку они дороги в строительстве, но дешевы в эксплуатации.) Однако в некоторых ситуациях необходимо регулярно изменять производительность в соответствии с дневными и еженедельными циклами нагрузки, например, во Франции, где очень сильно полагается на ядерную энергию. Areva разработала свою усовершенствованную систему управления слежением за нагрузкой для PWR, которая автоматически регулирует электрическую мощность установки в соответствии с потребностями оператора сети. Он включает в себя обновление программного обеспечения системы управления реактором, которое изменяет производительность установки от 50% до 100% от ее установленной мощности без вмешательства оператора.С 2008 года Areva NP установила эту технологию на четырех немецких атомных энергоблоках: Philippsburg 2 (сейчас остановлен), Isar 2, Brokdorf и Grohnde, а также на Goesgen в Швейцарии.

BWR можно заставить достаточно легко следовать нагрузке без неравномерного сжигания активной зоны, путем изменения расхода теплоносителя. Слежение за нагрузкой не так легко достигается в PWR, но особенно во Франции с 1981 года используются так называемые «серые» стержни управления. Способность PWR работать на мощности ниже полной в течение большей части времени зависит от того, находится ли он в начале своего 18-24-месячного цикла дозаправки или в конце его, а также от того, спроектирован ли он со специальными стержнями управления, которые уменьшить уровни мощности по всей активной зоне, не выключая ее.Таким образом, хотя способность любого отдельного реактора PWR работать на постоянной основе на малой мощности заметно снижается по мере прохождения цикла перегрузки топлива, существуют значительные возможности для эксплуатации парка реакторов в режиме следования за нагрузкой. Европейские энергетические требования (EUR) с 2001 года определяют, что реакторы новой конструкции должны выдерживать нагрузку от 50 до 100% мощности со скоростью изменения электрической мощности 3-5% в минуту. Экономические последствия в основном связаны с уменьшением коэффициента загрузки капиталоемкого завода.Дополнительную информацию можно найти на информационной странице «Атомная энергия во Франции» и в отчете Агентства по ядерной энергии 2011 г. «Технические и экономические аспекты отслеживания нагрузки на атомных электростанциях».

По мере появления в будущем реакторов на быстрых нейтронах их способность слежения за нагрузкой станет преимуществом.

Ядерные реакторы для технологического тепла

Производство пара для привода турбины и генератора относительно просто, и легководный реактор, работающий при температуре 350 ° C, легко справляется с этим.Как показано в приведенном выше разделе и на рисунке, для более высоких температур требуются другие типы реакторов. В документе Министерства энергетики США от 2010 года указано 500 ° C для реактора с жидкометаллическим охлаждением (FNR), 860 ° C для реактора с расплавленной солью (MSR) и 950 ° C для высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTR). Реакторы с более низкой температурой могут использоваться с дополнительным подогревом газа для достижения более высоких температур, хотя использование LWR было бы непрактичным или экономичным. Министерство энергетики заявило, что высокие температуры на выходе из реактора в диапазоне от 750 до 950 ° C необходимы для удовлетворения всех требований конечных пользователей, оцененных на сегодняшний день для АЭС следующего поколения.

Для получения дополнительной информации см. Страницу «Ядерное тепло для промышленности».

Реакторы примитивные

Самый старый из известных ядерных реакторов в мире работал на территории нынешнего Окло в Габоне, Западная Африка. Около 2 миллиардов лет назад по крайней мере 16 естественных ядерных реакторов достигли критичности в высокосортном месторождении урановой руды (17 th находились на месторождении Бангомбе в 30 км). Каждый работал с перерывами на тепловой мощности около 20 кВт, реакция прекращалась всякий раз, когда вода превращалась в пар, так что она перестала действовать как замедлитель.В то время концентрация U-235 во всем природном уране составляла около 3,6% вместо 0,7%, как сейчас. (U-235 распадается намного быстрее, чем U-238, период полураспада которого примерно равен возрасту Земли. Когда Земля образовалась, U-235 составлял около 30% урана.) Эти естественные цепные реакции начинались спонтанно и в целом продолжалось один или два миллиона лет, прежде чем окончательно умереть. Похоже, что каждый реактор работал импульсами продолжительностью около 30 минут. По оценкам, было произведено около 130 ТВтч тепла.(Реакторы были обнаружены, когда анализы добытого урана показали только 0,717% U-235 вместо 0,720%, как повсюду на планете. Дальнейшие исследования выявили определенные зоны реакторов с уровнями U-235 до 0,44%. Были также значительные концентрации нуклиды распада из продуктов деления как урана, так и плутония.)

В течение этого длительного периода реакции в рудном теле образовалось около 5,4 тонны продуктов деления, а также до двух тонн плутония вместе с другими трансурановыми элементами.Первоначальные радиоактивные продукты уже давно распались на стабильные элементы, но тщательное изучение их количества и местонахождения показало, что движение радиоактивных отходов во время и после ядерных реакций было незначительным. Плутоний и другие трансурановые соединения оставались неподвижными.


Ссылки и примечания

Общие источники

Уилсон П.Д., Ядерный топливный цикл, ОУП (1996)
Алекс П. Мешик, Работа древнего ядерного реактора, Scientific American (26 января 2009 г.; первоначально опубликовано в выпуске Scientific American за октябрь 2005 г.)
Эвелин Мервайн, Nature’s Nuclear Reactors: The 2-миллиардные летние естественные реакторы деления в Габоне, Западная Африка, Scientific American (13 июля 2011 г.)
Технические и экономические аспекты нагрузки, связанной с атомными электростанциями, Агентство по ядерной энергии ОЭСР (июнь 2011)
Международное агентство по атомной энергии, Проблемы, связанные с использованием жидких металлов и жидких солей теплоносителей в усовершенствованных реакторах — Отчет о совместном проекте COOL Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), IAEA-TECDOC-1696 (май 2013 г.) )

Список литературы

1.К. В. Форсберг, П. Ф. Петерсон и П. С. Пикард, Усовершенствованный высокотемпературный реактор с жидкостным охлаждением для производства водорода и электроэнергии, Nuclear Technology , Американское ядерное общество (май 2003 г.) [Назад]

Многообразие использования ядерных технологий

(обновлено в мае 2021 г.)

  • Первая электростанция, производящая электричество за счет тепла от расщепления атомов урана, начала работать в 1950-х годах. Сегодня большинство людей осведомлено о важном вкладе ядерной энергии в производство значительной части мировой электроэнергии с низким содержанием углерода.
  • Применение ядерных технологий за пределами гражданского производства электроэнергии на электростанциях менее известно.
  • Радиоизотопы, технологическое тепло ядерной энергетики и нестационарные энергетические реакторы используются во многих секторах, включая потребительские товары, продовольствие и сельское хозяйство, промышленность, медицину и научные исследования, транспорт, водные ресурсы и окружающую среду.

Радиоизотопы

Изотопы — это варианты данного химического элемента, которые имеют ядра с одинаковым числом протонов, но с различным числом нейтронов.Некоторые изотопы называют «стабильными», поскольку они не меняются с течением времени. Другие являются «нестабильными» или радиоактивными, поскольку их ядра со временем меняются из-за потери альфа- и бета-частиц. Свойства естественно распадающихся атомов, известные как «радиоизотопы», дают таким атомам несколько применений во многих аспектах современной жизни.

Первое практическое применение радиоизотопа было сделано венгром по имени Джордж де Хевеши в 1911 году. В то время де Хевеши был молодым студентом, который работал в Манчестере и изучал естественно радиоактивные материалы.Не имея больших денег, он жил в скромном жилище и ел вместе со своей квартирной хозяйкой. Он начал подозревать, что некоторые блюда, которые появлялись регулярно, могли быть приготовлены из остатков еды предыдущих дней или даже недель, но он никогда не мог быть уверен. Чтобы попытаться подтвердить свои подозрения, де Хевеши поместил небольшое количество радиоактивного материала в остатки еды. Несколько дней спустя, когда то же блюдо было подано снова, он использовал простой прибор для обнаружения радиации — электроскоп с золотым листом — чтобы проверить, была ли еда радиоактивной.Так оно и было, и подозрения де Хевеши подтвердились.

История забыла о домовладелице, но Жорж де Хевеши получил Нобелевскую премию в 1943 году и премию «Атом во имя мира» в 1959 году. Он впервые применил радиоактивные индикаторы — теперь это обычное дело в науке об окружающей среде.

Поставка радиоизотопов

Основными поставщиками изотопов являются Mallinckrodt Pharmaceuticals (Ирландия), MDS Nordion (Канада), IRE (Европа), NTP (Южная Африка), Isotop-NIIAR (Россия) и ANSTO (Австралия).

Большинство медицинских радиоизотопов, производимых в ядерных реакторах, поступает из относительно небольшого числа исследовательских реакторов, в том числе:

  • HFR в Петтене в Нидерландах (поставляется через IRE и Mallinckrodt).
  • BR-2 в Моле в Бельгии (поставлено через IRE и Mallinckrodt).
  • Мария в Польше (поставлено Mallinckrodt).
  • Orphee в Сакле во Франции (поставлено через IRE).
  • FRJ-2 / FRM-2 в Юлихе в Германии (поставлено через IRE).
  • LWR-15 в Резе в Чехии.
  • HFETR в Чэнду, Китай.
  • Safari в ЮАР (поставлено NTP).
  • OPAL в Австралии (поставляется ANSTO на внутренний рынок, экспорт с 2016 г.).
  • ETRR-2 в Египте (готовится: поставляется на внутренний рынок).
  • Димитровград в России (Изотоп-НИИАР).

Из радиоизотопов деления подавляющее большинство спроса приходится на Mo-99 (для Tc-99m), а мировой рынок составляет около 550 миллионов долларов в год.Около 40% его поставляет MDS Nordion, 25% — Mallinckrodt (ранее Covidien), 17% — IRE и 10% — NTP. Более половины Mo-99 было произведено в двух реакторах: NRU в Канаде (30-40%, но производство было прекращено в октябре 2016 года) и HFR в Нидерландах (30%). Остальные — BR-2 в Бельгии (10%), Мария в Польше (5%), Safari-1 в Южной Африке (10-15%), Opal в Австралии (рост до 20% с середины 2016 года) и до конца 2015 года Осирис во Франции (5%). Производительность каждого из них зависит от графиков технического обслуживания.

Россия стремится увеличить свою долю в мировых поставках, и в 2012 году около 66% произведенных ею радиоизотопов было экспортировано. Для I-131 75% от IRE, 25% от NTP.

Мировой спрос на Mo-99 в 2012 году составлял 23 000 шестидневных ТБк / год *, но с тех пор, по-видимому, снизился примерно до 19 500. Mo-99 в основном производится путем деления мишеней из U-235 в исследовательском ядерном реакторе, большая часть которого (75% в 2016 году) с использованием мишеней из высокообогащенного урана (ВОУ). Затем мишени обрабатываются для отделения Mo-99, а также для извлечения I-131.OPAL, Safari и все чаще другие реакторы, такие как Maria, используют мишени из низкообогащенного урана (НОУ), что увеличивает производственные затраты примерно на 20%. Однако в медицинской визуализации стоимость самого Mo-99 невелика по сравнению с больничными расходами. Мо-99 также можно получить, бомбардируя Мо-98 нейтронами в реакторе. Однако этот активационный Мо-99 имеет относительно низкую удельную активность, максимум 74 ГБк / г (в зависимости от нейтронного потока, доступного в реакторе), по сравнению с 185 ТБк / г или более для обычного Mo-99, произведенного делением.

* 23000 шестидневных ТБк на основе активности в шесть дней от контрольной точки производства, , то есть (учитывая период полураспада 66 часов) 22% от примерно 104000 ТБк. Это все еще примерно через два дня после окончания облучения, поэтому в реакторе необходимо произвести около 170 000 ТБк, чтобы обеспечить охлаждение, обработку и распад на пути к пользователям.

См. Также информационный документ по исследовательским реакторам.

Сельское хозяйство

См. Также информационный документ по радиоизотопам в продовольствии и сельском хозяйстве .

По оценкам Продовольственной и сельскохозяйственной организации Объединенных Наций (ФАО), около 795 миллионов человек (каждый девятый) страдали от хронического недоедания в 2014–2016 годах. Радиоизотопы и радиация, используемые в производстве продуктов питания и сельском хозяйстве, помогают снизить эти цифры.

Помимо прямого улучшения производства продуктов питания, сельское хозяйство должно быть устойчивым в долгосрочной перспективе. ФАО работает с МАГАТЭ над программами улучшения продовольственной устойчивости с помощью ядерных и связанных с ними биотехнологий.

Селекция с мутациями растений

Селекция с мутациями растений — это процесс воздействия на семена или черенки данного растения радиации, такой как гамма-лучи, с целью вызвать мутации. Затем облученный материал культивируют для получения проростка. Саженцы отбираются и размножаются, если они проявляют желаемые признаки. Процесс селекции с помощью маркеров (или селекции с помощью молекулярных маркеров) используется для определения желаемых признаков на основе генов. Использование излучения существенно усиливает естественный процесс спонтанной генетической мутации, значительно сокращая время, которое на это требуется.

Страны, которые использовали селекцию растений с мутациями, часто получали большие социально-экономические выгоды. В Бангладеш новые сорта риса, полученные путем мутационной селекции, за последние несколько десятилетий увеличили урожай в три раза. В период быстрого роста населения использование ядерных методов позволило Бангладеш и значительной части Азии в целом добиться продовольственной безопасности и улучшить питание.

Удобрения

Удобрения дороги и при неправильном использовании могут нанести вред окружающей среде.Важно, чтобы как можно больше использованных удобрений было «закреплено» в растении и чтобы минимальные потери были потеряны для окружающей среды. «Маркировка» удобрений определенным изотопом (, например, азот-15) позволяет определить, сколько из них было поглощено растениями, что позволяет лучше контролировать использование удобрений.

Борьба с насекомыми

Оценки потерь урожая насекомыми различаются, но обычно значительны. Несмотря на широкое использование инсектицидов, потери, вероятно, составят порядка 10% во всем мире и часто значительно выше в развивающихся странах.Один из подходов к сокращению уничтожения насекомых в сельском хозяйстве заключается в использовании генетически модифицированных культур, так что требуется гораздо меньше инсектицидов. Другой подход — отключить насекомых.

Радиация используется для борьбы с популяциями насекомых с помощью метода стерильных насекомых (МСН). МСН включает выращивание больших популяций насекомых, стерилизованных облучением (гамма- или рентгеновскими лучами), и внедрение их в естественные популяции. Бесплодные насекомые остаются сексуально конкурентоспособными, но не могут производить потомство.Метод SIT является экологически чистым и оказался эффективным средством борьбы с вредителями даже там, где массовое применение пестицидов не удалось. Международная конвенция по защите растений признает преимущества МСН и классифицирует насекомых как полезные организмы.

SIT был впервые разработан в США и успешно используется более 60 лет. В настоящее время SIT применяется на шести континентах. С момента своего появления SIT успешно контролирует популяции ряда известных насекомых, включая комаров, моль, муху, муху цеце и различных плодовых мух (средиземноморскую плодовую муху, мексиканскую плодовую муху, восточную плодовую муху и бахчевую муху).

Самое последнее широко известное применение МСН было связано с борьбой со смертельным вирусом Зика в Бразилии и в более широком регионе Латинской Америки и Карибского бассейна (см. Также «Борьба с насекомыми» в разделе Medicine ниже).

Три организации ООН — МАГАТЭ, ФАО, Всемирная организация здравоохранения (ВОЗ) — вместе с заинтересованными правительствами продвигают новые программы МСН во многих странах.

Товары народного потребления

См. Также информационный документ «Радиоизотопы в потребительских товарах».

Функционирование многих обычных потребительских товаров зависит от использования небольших количеств радиоактивного материала. Детекторы дыма, часы и антипригарные материалы, среди прочего, используют в своей конструкции природные свойства радиоизотопов.

Одно из наиболее распространенных применений радиоизотопов сегодня — это домашние детекторы дыма. Они содержат небольшое количество америция-241, который является продуктом распада плутония-241, образующегося в ядерных реакторах. Am-241 испускает альфа-частицы, которые ионизируют воздух и пропускают ток между двумя электродами.Если дым попадает в детектор, он поглощает альфа-частицы и прерывает ток, вызывая тревогу.

Еда

См. Также информационный документ по радиоизотопам в продовольствии и сельском хозяйстве.

Облучение пищевых продуктов

Около 25-30% собранных продуктов питания теряется в результате порчи, прежде чем их можно будет употребить в пищу. Эта проблема особенно распространена в жарких и влажных странах.

Облучение пищевых продуктов — это процесс воздействия на пищевые продукты гамма-излучения для уничтожения бактерий, вызывающих пищевые заболевания, и для увеличения срока хранения.Во всех частях мира растет использование технологий облучения для сохранения продуктов питания. Более 60 стран мира ввели правила, разрешающие использование облучения для пищевых продуктов.

Помимо предотвращения порчи, облучение может задерживать созревание фруктов и овощей, продлевая их срок хранения, а также помогает бороться с вредителями. Его способность контролировать вредителей и сокращать требуемые карантинные периоды стала основным фактором, побудившим многие страны принять методы облучения пищевых продуктов.

Промышленность

См. Также информационный документ «Радиоизотопы в промышленности».

Индикаторы промышленные

Радиоизотопы используются производителями в качестве индикаторов для контроля потока и фильтрации жидкости, обнаружения утечек и измерения износа двигателя и коррозии технологического оборудования. Небольшие концентрации короткоживущих изотопов могут быть обнаружены, в то время как в окружающей среде не остается никаких остатков. Добавляя небольшие количества радиоактивных веществ к материалам, используемым в различных процессах, можно изучать смешивание и скорость потока широкого диапазона материалов, включая жидкости, порошки и газы, а также определять места утечек.

Контроль и приборы

Радиоактивные материалы используются для проверки металлических деталей и целостности сварных швов в различных отраслях промышленности. Например, новые системы нефте- и газопроводов проверяются путем размещения радиоактивного источника внутри трубы и пленки за пределами сварных швов.

Датчики, содержащие радиоактивные (обычно гамма) источники, широко используются во всех отраслях промышленности, где необходимо проверять уровни газов, жидкостей и твердых веществ. Они измеряют количество излучения от источника, которое было поглощено материалами.Эти датчики наиболее полезны там, где тепло, давление или коррозионные вещества, такие как расплавленное стекло или расплавленный металл, делают невозможным или затруднительным использование датчиков прямого контакта.

Возможность использовать радиоизотопы для точного измерения толщины широко используется при производстве листовых материалов, включая металл, текстиль, бумагу, пластмассы и другие. Плотномеры используются там, где важен автоматический контроль жидкости, порошка или твердого вещества, например, при производстве моющих средств.

Углеродное датирование

Анализ относительного количества конкретных встречающихся в природе радиоизотопов имеет жизненно важное значение для определения возраста горных пород и других материалов, представляющих интерес, в частности, для геологов, антропологов, гидрологов и археологов.

Опреснение

См. Также информационный документ по ядерному опреснению.

Питьевая вода — главный приоритет в устойчивом развитии. Если его невозможно получить из ручьев и водоносных горизонтов, требуется опреснение морской воды, минерализованных грунтовых вод или городских сточных вод. В настоящее время в большинстве случаев опреснения используется ископаемое топливо, что способствует повышению уровня парниковых газов. Возможность создания интегрированных ядерных опреснительных установок подтверждена более чем 150 реакторно-летним опытом, главным образом в Казахстане, Индии и Японии.Широкомасштабное внедрение ядерного опреснения на коммерческой основе с реакторами, построенными в первую очередь для этой цели, будет зависеть от экономических факторов

Медицина

См. Также информационный документ «Радиоизотопы в медицине».

Многие люди знают о широком использовании излучения и радиоизотопов в медицине, особенно для диагностики (идентификации) и терапии (лечения) различных заболеваний. В развитых странах примерно один человек из 50 использует диагностическую ядерную медицину каждый год, а частота терапии радиоизотопами составляет примерно одну десятую от этой частоты.

Диагноз

В диагностических методах ядерной медицины используются радиофармпрепараты (или радиоиндикаторы), излучающие гамма-лучи изнутри тела. Эти индикаторы обычно представляют собой короткоживущие изотопы, связанные с химическими соединениями, которые позволяют тщательно исследовать определенные физиологические процессы.

В зависимости от типа исследования радиоактивные индикаторы вводятся в организм, проглатываются или вдыхаются в газообразной форме. Эмиссия радиоиндикаторов обнаруживается устройством визуализации, которое предоставляет изображения и молекулярную информацию.Наложение изображений ядерной медицины на сканирование компьютерной томографии (КТ) или магнитно-резонансной томографии (МРТ) может предоставить врачам исчерпывающий обзор для помощи в постановке диагноза.

Преимущество ядерных методов перед рентгеновскими лучами состоит в том, что можно очень успешно визуализировать как кости, так и мягкие ткани.

Наиболее широко используемым диагностическим радиоизотопом является технеций-99m с периодом полураспада шесть часов, который дает пациенту очень низкую дозу облучения. Такие изотопы идеально подходят для отслеживания многих процессов в организме с минимальным дискомфортом для пациента.Они широко используются для выявления опухолей и изучения сердца, легких, печени, почек, кровообращения и объема, а также структуры костей.

Терапия

Ядерная медицина используется также в терапевтических целях. Чаще всего радиоактивный йод (I-131) используется в небольших количествах для лечения рака и других состояний, поражающих щитовидную железу.

Радиоизотопы используются в терапии сравнительно немного, но они важны. Раковые образования чувствительны к повреждению излучением, которое может быть внешним (с использованием гамма-луча от источника кобальта-60) или внутренним (с использованием небольшого источника гамма- или бета-излучения).Лучевая терапия ближнего действия известна как брахитерапия, и она становится основным средством лечения. Многие терапевтические процедуры являются паллиативными, обычно для облегчения боли.

Новое направление — таргетная альфа-терапия (ТАТ), особенно для борьбы с рассеянным раком. Короткий диапазон очень энергичных альфа-излучений в ткани означает, что большая часть этой радиационной энергии попадает в целевые раковые клетки, как только носитель, такой как моноклональные антитела, доставил альфа-излучающий радионуклид точно в нужные места.

Стерилизация

Больницы используют гамма-излучение для стерилизации медицинских изделий и принадлежностей, таких как шприцы, перчатки, одежда и инструменты, которые в противном случае были бы повреждены тепловой стерилизацией.

Многие медицинские изделия сегодня стерилизуются гамма-лучами из источника кобальта-60, метод, который обычно намного дешевле и эффективнее, чем стерилизация паром. Одноразовый шприц является примером продукта, стерилизованного гамма-лучами. Поскольку это «холодный» процесс, излучение может использоваться для стерилизации ряда чувствительных к нагреванию предметов, таких как порошки, мази и растворы, а также биологических препаратов, таких как кости, нервы, кожа, и т. Д. , используемые в тканевые трансплантаты.

Польза для человечества от стерилизации радиацией огромна. Это безопаснее и дешевле, потому что это можно сделать после того, как товар будет упакован. В этом случае срок хранения продукта в стерильных условиях практически неограничен, если упаковка не вскрыта. Помимо шприцев, медицинские изделия, стерилизованные радиацией, включают вату, ожоговые повязки, хирургические перчатки, сердечные клапаны, повязки, пластиковые и резиновые листы и хирургические инструменты.

Борьба с насекомыми

Помимо борьбы с сельскохозяйственными вредителями (см. Раздел Agriculture выше), МСН нашла важное применение в борьбе с насекомыми-переносчиками болезней.В последнее время SIT широко применяется в борьбе со смертельным вирусом Зика в Бразилии и в более широком регионе Латинской Америки и Карибского бассейна. После вспышки заболевания пострадавшие страны обратились к МАГАТЭ с просьбой о срочной поддержке в разработке установленного метода подавления популяций комаров-переносчиков болезней. МАГАТЭ отреагировало, предоставив экспертные рекомендации, всестороннее обучение и способствуя доставке облучателей гамма-клеток в Бразилию.

Источник: МАГАТЭ

Транспорт

Суда с атомными двигателями

Ядерная энергия особенно подходит для судов, которым необходимо длительное время находиться в море без дозаправки, или для мощных подводных двигателей.Большинство из примерно 140 кораблей с малыми ядерными реакторами — это подводные лодки, но они варьируются от ледоколов до авианосцев.

См. Также информационный документ о судах с ядерными двигателями.

Ядерные реакторы космические

Радиоизотопные термогенераторы (РИТЭГ) используются в космических полетах. Тепло, выделяемое при распаде радиоактивного источника, часто плутония-238, используется для выработки электроэнергии. Космические зонды «Вояджер», миссия «Кассини» на Сатурн, миссия «Галилео» к Юпитеру и миссия «Новые горизонты» к Плутону — все они работают на РИТЭГах.Марсоходы Spirit и Opportunity использовали сочетание солнечных панелей для электричества и РИТЭГов для тепла. Последний марсоход Curiosity намного больше и использует ритэги для отопления и электричества, поскольку солнечные батареи не смогут обеспечить достаточное количество электроэнергии.

См. Также информационный документ по ядерным реакторам в космосе.

Водород, электричество и автомобили

В будущем электричество или тепло атомных электростанций можно будет использовать для производства водорода.Водород можно использовать в топливных элементах для питания автомобилей или сжигать для получения тепла вместо газа без выбросов, которые могли бы вызвать изменение климата.

См. Также информационный документ по транспорту и водородной экономике.

Водные ресурсы и окружающая среда

См. Также информационный документ «Радиоизотопы в водных ресурсах и окружающей среде».

Экологические индикаторы

Радиоизотопы играют важную роль в обнаружении и анализе загрязнителей.Ядерные методы применялись для решения целого ряда проблем загрязнения, включая образование смога, загрязнение атмосферы двуокисью серы, рассеивание сточных вод из устьев океана и разливов нефти.

Водные ресурсы

Достаточное количество питьевой воды необходимо для жизни. Однако во многих частях мира пресной воды всегда было мало, а в других становится все меньше.

Методы изотопной гидрологии позволяют точно отслеживать и измерять объем подземных водных ресурсов.Такие методы предоставляют важные аналитические инструменты для управления и сохранения существующих запасов воды, а также для выявления новых источников. Они дают ответы на вопросы о происхождении, возрасте и распределении грунтовых вод, а также о взаимосвязях между грунтовыми и поверхностными водами и системами подпитки водоносных горизонтов. Результаты позволяют планировать и устойчивое управление этими водными ресурсами. Для поверхностных вод они могут предоставить информацию об утечках через плотины и ирригационные каналы, динамике озер и водохранилищ, расходах, расходах рек и скорости осаждения.Нейтронные зонды могут очень точно измерять влажность почвы, что позволяет лучше управлять землями, подверженными засолению, особенно в отношении орошения.

Сохранение

Rhisotope Project исследует возможности использования радиоизотопов для предотвращения браконьерства на носорогов. Университет Витватерсранда в сотрудничестве с Австралийской организацией по ядерной науке и технологиям (Ansto), Государственным университетом Колорадо, Росатом и Корпорацией ядерной энергии Южной Африки (Necsa) изучает возможность введения следовых количеств стабильных изотопов в рога носорогов, чтобы воспрепятствовать браконьерству и повысить шансы на выявление и арест контрабандистов.При запуске проекта в мае 2021 года Росатом заявил: «Эксперты уверены, что с более чем 10 000 устройств обнаружения радиации в различных портах въезда по всему миру, этот проект сделает транспортировку рога невероятно сложной и существенно увеличит вероятность выявления и задержания контрабандистов «.

Атомные электростанции — Управление энергетической информации США (EIA)

Ядерная энергия возникает из ядерного деления

Атомные электростанции нагревают воду для производства пара.Пар используется для вращения больших турбин, вырабатывающих электричество. Атомные электростанции используют тепло, вырабатываемое при делении ядер, для нагрева воды.

При делении ядер атомы разделяются на более мелкие атомы, высвобождая энергию. Деление происходит внутри реактора атомной электростанции. В центре реактора находится активная зона, в которой находится урановое топливо.

Из уранового топлива формуют керамические таблетки. Каждая керамическая гранула производит примерно столько же энергии, сколько 150 галлонов масла.Эти богатые энергией таблетки уложены встык в 12-футовые металлические топливные стержни. Связка топливных стержней, некоторые из которых состоят из сотен стержней, называется тепловыделяющей сборкой. Активная зона реактора содержит множество тепловыделяющих сборок.

Тепло, выделяющееся при ядерном делении в активной зоне реактора, используется для превращения воды в пар, который вращает лопатки паровой турбины. Когда лопасти турбины вращаются, они приводят в действие генераторы, вырабатывающие электричество. Атомные станции охлаждают пар обратно в воду в отдельной конструкции на электростанции, называемой градирней, или они используют воду из прудов, рек или океана.Затем охлажденная вода повторно используется для производства пара.

Ядерные реакторы в Соединенных Штатах могут иметь большие бетонные купола, закрывающие реакторы, которые должны сдерживать аварийные выбросы радиации. Не на всех АЭС есть градирни. Некоторые атомные электростанции используют для охлаждения воду из озер, рек или океана.

Защитный купол ядерного реактора

Источник: стоковая фотография (защищена авторским правом)

Атомные электростанции вырабатывают около 20% U.С. электричество с 1990 г.

По состоянию на 31 декабря 2020 года 94 атомных реактора находились в эксплуатации на 56 АЭС в 28 государствах. Тридцать два завода имеют два реактора, а три завода — три реактора. Атомные электростанции поставляют около 20% от общего годового объема электроэнергии в США с 1990 года. Узнайте больше об атомной энергетической отрасли США.

Соединенные Штаты производят больше ядерной энергии, чем любая другая страна

В 2019 году в 31 стране были коммерческие атомные электростанции, и в 14 из них ядерная энергия обеспечивала не менее 20% их общего годового производства электроэнергии.Соединенные Штаты обладают крупнейшими производственными мощностями ядерной энергетики и вырабатывают больше ядерной электроэнергии, чем любая другая страна. Франция, обладающая второй по величине производительностью ядерной электроэнергии и второй по величине производительностью ядерной электроэнергии, имела самую большую долю — около 70% — от общего годового производства электроэнергии с помощью ядерной энергии.

Топ-5 стран, производящих атомную электроэнергию, 2019 г.

Страна Мощность атомной энергетики (млн киловатт) Производство электроэнергии на атомных станциях (млрд. Киловатт-часов) Доля атомной энергетики в общем производстве электроэнергии в стране
США 98.12 809,41 19%
Франция 63,13 382,40 70%
Китай 45,52 330,12 5%
Россия 28,37 195,54 18%
Южная Корея 23.09 138,81 25%
Источник: Управление энергетической информации США, Международная энергетическая статистика, по состоянию на 24 марта 2021 г.

Последнее обновление: 6 апреля 2021 г.

Объяснение ядерной энергетики — Управление энергетической информации США (EIA)

Ядерная энергия — это энергия в ядре атома

Атомы — это крошечные частицы в молекулах, из которых состоят газы, жидкости и твердые тела.Сами атомы состоят из трех частиц: протонов, нейтронов и электронов. У атома есть ядро ​​(или ядро), содержащее протоны и нейтроны, которое окружено электронами. Протоны несут положительный электрический заряд, а электроны несут отрицательный электрический заряд. Нейтроны не имеют электрического заряда. Огромная энергия присутствует в связях, скрепляющих ядро. Эта ядерная энергия может быть высвобождена, когда эти связи будут разорваны. Связи могут быть разорваны посредством ядерного деления, и эта энергия может быть использована для производства (генерации) электричества.

Солнце — это, по сути, гигантский шар из газообразного водорода, который превращается в термоядерный синтез и выделяет при этом огромное количество энергии.

Источник: НАСА (общественное достояние)

При делении ядра атомы разделяются на части, в результате чего выделяется энергия. Все атомные электростанции используют ядерное деление, и большинство атомных электростанций используют атомы урана. Во время деления ядра нейтрон сталкивается с атомом урана и расщепляет его, высвобождая большое количество энергии в виде тепла и излучения.Больше нейтронов также выделяется при расщеплении атома урана. Эти нейтроны продолжают сталкиваться с другими атомами урана, и процесс повторяется снова и снова. Этот процесс называется цепной ядерной реакцией. Эта реакция контролируется в реакторах атомных электростанций для получения желаемого количества тепла.

Ядерная энергия может также выделяться при ядерном синтезе, когда атомы объединяются или сливаются вместе, образуя более крупный атом. Термоядерный синтез — это источник энергии Солнца и звезд.Разработка технологии использования ядерного синтеза в качестве источника энергии для производства тепла и электроэнергии является предметом текущих исследований, но будет ли это коммерчески жизнеспособной технологией, пока не ясно из-за сложности управления реакцией термоядерного синтеза.

Атомные электростанции обеспечивали около 20% годовой выработки электроэнергии в США с 1990 года.

Ядерное топливо — уран

Уран является топливом, наиболее широко используемым на атомных станциях для деления ядер.Уран считается невозобновляемым источником энергии, хотя он является обычным металлом, обнаруженным в горных породах по всему миру. Атомные электростанции используют в качестве топлива определенный вид урана, называемый U-235, потому что его атомы легко разделяются. Хотя уран примерно в 100 раз более распространен, чем серебро, U-235 встречается относительно редко.

Большая часть урановой руды США добывается на западе США. После добычи урана U-235 должен быть извлечен и переработан, прежде чем его можно будет использовать в качестве топлива.

Последнее обновление: 17 апреля 2020 г.

Усовершенствованные ядерные реакторы 101

Усовершенствованные ядерные реакторы, описанные здесь, улучшают традиционные ядерные реакторы во многих отношениях, частично преодолевая многие препятствия, с которыми сталкивается ядерная энергетика. Как показано в таблице 2, разные типы реакторов имеют разные преимущества и сталкиваются с разными проблемами из-за их размера, материалов, используемых для теплоносителей и замедлителей, рабочей температуры и других факторов.Подробнее см. Отчеты Целевой группы по чистому воздуху, Исследовательской службы Конгресса и Third Way.

Преимущества усовершенствованных ядерных реакторов

Преимущества безопасности: Усовершенствованные реакторы могут работать со значительно большей безопасностью по сравнению с традиционными легководными ядерными реакторами. Усовершенствованные реакторы часто работают при более низком и безопасном давлении из-за использования в них специальных охлаждающих жидкостей. Во многих случаях они также могут воспользоваться преимуществами пассивных мер безопасности, таких как предохранительные клапаны, вместо того, чтобы полагаться на активные функции безопасности, для работы которых требуется резервный источник питания или вмешательство человека.Эти меры пассивной безопасности позволяют реакторам выдерживать более широкий набор аварийных условий, не вызывая повреждений.

Снижение затрат: Продолжаются дискуссии о том, будут ли капитальные затраты на усовершенствованный ядерный реактор (первоначальные единовременные затраты на строительство реактора) ниже, чем у современного легководного реактора. . Недавние исследования указывают на несколько возможностей для снижения капитальных затрат, включая следующие:

  • улучшений конструкции, которые могут привести к снижению затрат на инфраструктуру безопасности;
  • возможность изготовления множества модульных блоков одного и того же типа реактора за пределами площадки; и
  • улучшенная практика управления строительством.

Однако в этом исследовании тщательно отмечается, что эти возможности снижения затрат, вероятно, применимы ко всем типам атомных станций, а не только к усовершенствованным реакторам.

Промышленная декарбонизация: Некоторые современные ядерные реакторы вырабатывают высокие температуры, которые можно использовать в промышленных процессах. Многие промышленные процессы в настоящее время полагаются на ископаемое топливо для получения необходимого количества тепла, а усовершенствованные реакторы могут заменить ископаемое топливо в процессах, которые было бы трудно электрифицировать.Таким образом, усовершенствованные реакторы могут помочь обезуглерожить отрасли, которые в настоящее время сильно зависят от ископаемого топлива.

Универсальность и гибкость: Благодаря заводской конструкции и различным размерам реакторов многие усовершенствованные реакторы могут быть гораздо более гибкими и универсальными, чем традиционные реакторы. Они могут быть установлены на объектах, недоступных для традиционных реакторов, например, в подземных пещерах, где снижается радиационный риск и риски для национальной безопасности. Кроме того, некоторые усовершенствованные ядерные реакторы могут легче изменять количество вырабатываемой энергии, чем традиционные реакторы, что позволяет им играть большую роль в балансировании электрических нагрузок.Наконец, многие усовершенствованные реакторы могут работать намного дольше без дозаправки, требуя меньше инфраструктуры и позволяя им оставаться в сети в течение длительных периодов времени без перебоев в выработке мощности.

Повышенная эффективность: Некоторые усовершенствованные реакторы используют топливо намного эффективнее, чем традиционные реакторы, преобразуя до 95 процентов энергии топлива в полезную электроэнергию (традиционные реакторы преобразуют менее 5 процентов). Следовательно, у них есть потенциал для выработки энергии, используя гораздо меньше топлива.

Меньше опасности от отходов: Повышенная энергоэффективность многих современных реакторов также приводит к уменьшению количества ядерных отходов. Кроме того, образующиеся отходы могут быть менее токсичными и могут оставаться токсичными в течение более короткого периода времени.

Заводское производство: В то время как традиционные реакторы строятся на месте, многие небольшие усовершенствованные ядерные реакторы могут быть построены в заводских условиях и транспортированы на площадку для быстрой установки. Для некоторых типов реакторов заводское строительство позволит изготавливать и вводить в действие большое количество реакторов намного быстрее, чем традиционные реакторы, что может иметь важное значение для достижения целей с низким уровнем выбросов углерода.

Снижение риска распространения: Влияние усовершенствований реакторов на риск распространения неоднозначно. Некоторые источники утверждают, что современные реакторы производят меньше отходов, чем то, что традиционно можно было использовать для изготовления ядерного оружия. Кроме того, усовершенствованные реакторы часто проектируются таким образом, чтобы сделать топливо и отходы менее доступными, чем в традиционных реакторах. Однако усовершенствованные реакторы также часто производят отходы плутония с концентрацией единиц, которые могут представлять более высокий риск распространения, чем традиционные реакторы.Поскольку риски распространения обычно считаются низкими для традиционных реакторов, небольшие различия, обусловленные достижениями, могут не иметь существенных преимуществ или недостатков.

Барьеры и проблемы, с которыми сталкиваются усовершенствованные ядерные реакторы

В настоящее время традиционные ядерные реакторы и электростанции сталкиваются с множеством проблем.

Некоторые возникшие проблемы носят экономический характер: в настоящее время вырабатываемая ими электроэнергия обычно дороже, чем электроэнергия, произведенная с помощью возобновляемых источников энергии и природного газа, поэтому атомным станциям трудно конкурировать на рынках электроэнергии.В результате ядерные генераторы часто полагаются на субсидии правительства, чтобы оставаться открытыми и прибыльными. Однако стоит отметить, что по мере того, как большая декарбонизация ведет к увеличению потребления электроэнергии, затраты на возобновляемые источники энергии могут возрасти из-за потребностей в хранении и других затрат, что может сделать электроэнергию, произведенную на атомных электростанциях, более конкурентоспособной с точки зрения затрат.

Другие препятствия, с которыми сталкивается ядерная энергетика, носят политический и социальный характер: многие люди против развития ядерной энергетики, а некоторые хотят, чтобы все существующие атомные станции были остановлены.Эти опасения обычно основаны на опасности, связанной с ядерными отходами, и возможности ядерных аварий, таких как катастрофа 2011 года в Фукусиме, Япония, или чернобыльская катастрофа 1986 года.

Многие из передовых реакторных технологий, обсуждаемых в этом пояснении, могут преодолеть препятствия, с которыми сталкиваются традиционные реакторы. Тем не менее, препятствия для развертывания усовершенствованных реакторов все еще существуют. Как правило, самые большие ингибиторы — это значительные затраты, связанные с разработкой и строительством первых в своем роде реакторов.Эти затраты завышены надбавками за риск — неопределенность из-за отсутствия зрелого развертывания делает первые в своем роде генераторы финансово рискованными инвестициями. Хотя некоторые прогнозы предполагают, что капитальные затраты будут ниже для зрелых усовершенствованных реакторов, чем для традиционных, также возможно, что будут существенные капитальные затраты, связанные с длительными и сложными начальными этапами строительства, что создаст значительные препятствия для внедрения. Наконец, даже после того, как усовершенствованные реакторы будут построены снова, они все еще могут быть относительно дорогими в эксплуатации.

Атомная энергетика нового поколения — Scientific American

Примечание редактора: эта статья впервые появилась в январском номере журнала Scientific American за 2003 год.

Рост цен на электроэнергию и веерные отключения электроэнергии в Калифорнии прошлым летом привлекли новое внимание к ключевой роли ядерной энергетики в поддержании света Америки. Сегодня 103 атомных электростанции вырабатывают пятую часть всей электроэнергии страны. И, несмотря на остаточные опасения общественности по поводу Три-Майл-Айленда и Чернобыля, отрасль извлекла уроки и установила прочный рекорд безопасности за последнее десятилетие.Между тем эффективность и надежность атомных станций достигли рекордного уровня. Сейчас, когда продолжаются дебаты о сокращении выбросов парниковых газов, чтобы избежать потенциального наступления глобального потепления, все больше людей признают, что ядерные реакторы производят электричество, не выбрасывая в воздух углекислый газ или такие загрязнители, как оксиды азота и соединения серы, вызывающие смог. Согласно прогнозам, мировой спрос на энергию вырастет примерно на 50 процентов к 2030 году и почти удвоится к 2050 году. Очевидно, что настало время пересмотреть будущее ядерной энергетики.

Ни одна новая атомная станция не заказывалась в США с 1978 года, ни одна станция не была завершена с 1995 года. Возобновление крупномасштабного строительства атомной станции требует решения сложных вопросов, касающихся достижения экономической жизнеспособности, повышения эксплуатационной безопасности, эффективности обращение с отходами и использование ресурсов, а также нераспространение оружия — все это зависит от конструкции выбранной системы ядерного реактора.

Разработчики новых ядерных систем применяют новаторские подходы в попытке добиться успеха.Во-первых, они охватывают общесистемный взгляд на ядерный топливный цикл, который охватывает все этапы от добычи руды до обращения с отходами и развития инфраструктуры для поддержки этих этапов. Во-вторых, они оценивают системы с точки зрения их устойчивости — удовлетворения нынешних потребностей, не подвергая опасности способность будущих поколений к процветанию. Это стратегия, которая помогает выявить взаимосвязь между энергоснабжением и потребностями окружающей среды и общества.Такой акцент на устойчивости может привести к развитию продуктов, производных от ядерной энергии, помимо электроэнергии, таких как водородное топливо для транспорта. Он также способствует исследованию альтернативных конструкций реакторов и процессов рециркуляции ядерного топлива, которые могут привести к значительному сокращению количества отходов при одновременном извлечении большей части энергии, содержащейся в уране.

Мы считаем, что широкомасштабное внедрение технологий ядерной энергетики дает существенные преимущества по сравнению с другими источниками энергии, но при этом сталкивается со значительными проблемами в отношении того, как наилучшим образом приспособить их к будущему.

Ядерные системы будущего В ответ на трудности в достижении устойчивости, достаточно высокой степени безопасности и конкурентоспособной экономической основы для ядерной энергетики Министерство энергетики США инициировало программу «Поколение IV» в 1999 году. разделение ядерных проектов на четыре категории: первые прототипы реакторов (поколение I), современные атомные электростанции с центральными станциями (поколение II), современные легководные реакторы и другие системы с присущими им функциями безопасности, которые были разработаны в последние годы (поколение III), а также системы следующего поколения, которые будут спроектированы и построены через два десятилетия (поколение IV) [см. Рамку на противоположной странице].К 2000 году международный интерес к проекту «Поколение IV» привел к созданию коалиции из девяти стран, в которую вошли Аргентина, Бразилия, Канада, Франция, Япония, Южная Африка, Южная Корея, Великобритания и США. Страны-участницы планируют и сотрудничают в исследованиях. и развитие будущих ядерно-энергетических систем.

Хотя программа «Поколение IV» исследует широкий спектр новых систем, несколько примеров служат для иллюстрации широких подходов, разрабатываемых проектировщиками реакторов для достижения своих целей.Эти системы следующего поколения основаны на трех основных классах реакторов: с газовым охлаждением, с водяным охлаждением и реакторами быстрого спектра.

Реакторы с газовым охлаждением
Ядерные реакторы, использующие газ (обычно гелий или углекислый газ) в качестве теплоносителя активной зоны, были построены и успешно эксплуатируются, но на сегодняшний день имеют лишь ограниченное применение. Особенно интересная перспектива, известная как модульный реактор с галечным слоем, обладает многими конструктивными особенностями, которые способствуют достижению целей поколения IV. Эта система с газовым охлаждением разрабатывается группами инженеров в Китае, Южной Африке и США.Южная Африка планирует построить полноразмерный прототип и начать работу в 2006 году.

Конструкция реактора с галечным слоем основана на основном топливном элементе, называемом галькой, который представляет собой графитовую сферу размером с бильярдный шар, содержащую около 15000 частиц оксида урана диаметром с мак. Каждая из равномерно диспергированных частиц имеет несколько покрытий высокой плотности. Один из слоев, состоящий из прочной керамики из карбида кремния, служит сосудом высокого давления для удержания продуктов ядерного деления во время работы реактора или случайных скачков температуры.Около 330 000 таких сферических камешков топлива помещают в металлический сосуд, окруженный щитом из графитовых блоков. Кроме того, в активную зону загружается до 100 000 камешков графита, не содержащего топлива, для формирования распределения мощности и температуры за счет размещения горячих камешков.

Теплостойкие огнеупорные материалы используются по всей активной зоне, чтобы позволить системе с галечным слоем работать при более высоких температурах, чем 300 градусов Цельсия, которые обычно достигаются в современных конструкциях с водяным охлаждением (поколение II).Рабочая жидкость гелий, выходящая из активной зоны при температуре 900 ° C, подается непосредственно в систему газовой турбины / генератора, которая вырабатывает электроэнергию со сравнительно высоким уровнем теплового КПД 40%, что на четверть лучше, чем у нынешних легководных реакторов.

Сравнительно небольшой размер и общая простота конструкций реакторов с галечным слоем делают их экономически целесообразными. Каждый силовой модуль, производящий 120 мегаватт электроэнергии, может быть развернут в блоке размером в одну десятую размера сегодняшних центральных станций, что позволяет разрабатывать более гибкие, скромные по масштабу проекты, которые могут дать более благоприятные экономические результаты.Например, модульные системы могут быть изготовлены на заводе, а затем отправлены на строительную площадку.

Относительная простота системы с галечным слоем по сравнению с существующими конструкциями впечатляет: в этих установках всего около двух десятков основных подсистем установки по сравнению с примерно 200 в легководных реакторах. Важно отметить, что работа этих установок может быть расширена до диапазона температур, который делает возможным производство водорода с низким уровнем выбросов из воды или другого сырья для использования в топливных элементах и ​​транспортных двигателях с экологически чистым сгоранием, технологиях, на которых обеспечивается устойчивая экономия энергии на основе водорода. мог быть основан.

Эти реакторы нового поколения также обладают рядом важных функций безопасности. Гелиевый хладагент, являясь благородным газом, не вступает в реакцию с другими материалами даже при высоких температурах. Кроме того, поскольку тепловыделяющие элементы и активная зона реактора изготовлены из тугоплавких материалов, они не могут расплавиться и будут разрушаться только при чрезвычайно высоких температурах, встречающихся в авариях (более 1600 ° C), что обеспечивает значительный запас эксплуатационной безопасности.

Еще одним преимуществом в плане безопасности является непрерывная дозаправка активной зоны в режиме онлайн: во время работы один камешек удаляется из нижней части активной зоны примерно раз в минуту, а новый помещается наверх.Таким образом, все камешки постепенно проходят через сердцевину, как жевательные резинки в дозаторе, на это уходит около шести месяцев. Эта особенность означает, что система содержит оптимальное количество топлива для работы с небольшой дополнительной делящейся реактивностью. Это исключает целый класс аварий с избыточной реактивностью, которые могут произойти в современных водоохлаждаемых реакторах. Кроме того, постоянное движение гальки через регионы с высокой и низкой производительностью означает, что каждый из них в среднем испытывает менее экстремальные условия эксплуатации, чем фиксированные конфигурации топлива, что опять же увеличивает запас прочности агрегата.После использования отработанные гальки должны быть помещены в хранилища длительного хранения, так же, как сегодня обращаются с отработавшими топливными стержнями.

Реакторы с водяным охлаждением Даже стандартные ядерные реакторы с водяным охлаждением имеют новый взгляд на будущее. Стремясь исключить возможность аварий в результате потери теплоносителя (которая произошла на Три-Майл-Айленде) и упростить установку в целом, возник новый класс систем поколения IV, в которых все основные компоненты содержатся в одном сосуде.Американская разработка этого класса — это международная концепция инновационного и безопасного реактора (IRIS), разработанная Westinghouse Electric.

Размещение всей системы охлаждающей жидкости внутри стойкого к повреждениям сосуда высокого давления означает, что в системе первого контура не будет значительных потерь охлаждающей жидкости, даже если одна из ее больших трубок сломается. Поскольку сосуд высокого давления не позволяет жидкости вытекать, любая возникающая в результате авария ограничивается гораздо более умеренным падением давления, чем это могло произойти в предыдущих конструкциях.

Для достижения этой компактной конфигурации в эти реакторы включены несколько важных упрощений. Подсистемы внутри корпуса уложены друг на друга, чтобы обеспечить пассивную теплопередачу за счет естественной циркуляции во время аварий. Кроме того, в корпусе расположены приводы регулирующих стержней, что исключает возможность их выброса из активной зоны. Эти блоки также могут быть сконструированы как небольшие силовые модули, что обеспечивает более гибкое и дешевое развертывание.

Разработчики этих реакторов также изучают возможности эксплуатации установок при высоких температуре и давлении (более 374 градусов Цельсия и 221 атмосфера), состоянии, известном как критическая точка воды, при которой стирается различие между жидкостью и паром.За пределами своей критической точки вода ведет себя как непрерывная жидкость с исключительной удельной теплотой (теплоемкость) и превосходными характеристиками теплопередачи (теплопроводность). Кроме того, он не закипает при нагревании и не превращается в пар при быстром сбросе давления. Основное преимущество работы выше критической точки состоит в том, что тепловой КПД системы может достигать 45 процентов и приближаться к режиму повышенных температур, при котором производство водородного топлива может стать жизнеспособным.

Хотя реакторы на основе сверхкритической воды на первый взгляд кажутся очень похожими на стандартные конструкции поколения II, между ними много различий. Например, сердечники первого значительно меньше, что помогает сэкономить на сосуде высокого давления и окружающей установке. Далее, связанное с ним оборудование парового цикла существенно упрощается, поскольку оно работает с однофазной рабочей жидкостью. Кроме того, меньшая активная зона и низкая плотность теплоносителя уменьшают объем воды, который должен удерживаться внутри защитной оболочки в случае аварии.Поскольку теплоноситель с низкой плотностью не снижает энергию нейтронов, можно рассмотреть конструкции реакторов на быстрых нейтронах с соответствующими преимуществами устойчивости. Главный недостаток систем сверхкритической воды заключается в том, что охлаждающая жидкость становится все более агрессивной. Это означает, что необходимо разработать новые материалы и методы борьбы с коррозией и эрозией. Исследования реакторов со сверхкритической водой продолжаются в Канаде, Франции, Японии, Южной Корее и США.

Реакторы быстрого спектра Подходом к проектированию на долгосрочную перспективу является реактор на быстрых нейтронах (или нейтронах высокой энергии), еще один тип реакторов. Система IV поколения.Пример реактора этого класса разрабатывают проектные группы во Франции, Японии, России, Южной Корее и других странах. Американская программа разработки быстрых реакторов была отменена в 1995 году, но интерес США может быть возрожден в рамках инициативы поколения IV.

В большинстве ядерных реакторов используется нейтронный спектр излучения с тепловым или относительно низким энергопотреблением. В тепловом реакторе быстрые (высокоэнергетические) нейтроны, генерируемые в реакции деления, замедляются до «теплового» энергетического уровня, когда они сталкиваются с водородом в воде или других легких нуклидах.Хотя эти реакторы экономичны для производства электроэнергии, они не очень эффективны для производства ядерного топлива (в реакторах-размножителях) или его утилизации.

В большинстве построенных на сегодняшний день реакторов быстрого спектра в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. В будущих версиях этого класса реакторов могут использоваться натрий, свинец, сплав свинца и висмута или инертные газы, такие как гелий или диоксид углерода. Нейтроны более высоких энергий в быстром реакторе можно использовать для создания нового топлива или для уничтожения долгоживущих отходов тепловых реакторов и плутония из демонтированного оружия.Перерабатывая топливо из быстрых реакторов, они могут вырабатывать гораздо больше энергии из урана, уменьшая при этом количество отходов, которые необходимо утилизировать в долгосрочной перспективе. Эти конструкции реакторов-размножителей являются одним из ключей к повышению устойчивости будущих ядерно-энергетических систем, особенно если использование ядерной энергии должно значительно возрасти.

Помимо поддержки использования спектра быстрых нейтронов, металлические охлаждающие жидкости обладают несколькими привлекательными качествами. Во-первых, они обладают исключительными свойствами теплопередачи, что позволяет реакторам с металлическим охлаждением выдерживать аварии, подобные тем, которые произошли на Три-Майл-Айленде и в Чернобыле.Во-вторых, некоторые (но не все) жидкие металлы значительно менее агрессивны по отношению к компонентам, чем вода, тем самым продлевая срок службы корпусов реакторов и других критических подсистем. В-третьих, эти высокотемпературные системы могут работать при давлении, близком к атмосферному, что значительно упрощает конструкцию системы и снижает потенциальные промышленные опасности на предприятии.

По всему миру эксплуатируется более десятка реакторов с натриевым теплоносителем. Этот опыт привлек внимание к двум основным трудностям, которые необходимо преодолеть.Натрий реагирует с водой с выделением сильного тепла, что может стать источником аварии. Эта характеристика побудила разработчиков реакторов с натриевым охлаждением включить вторичную натриевую систему для изоляции теплоносителя первого контура в активной зоне реактора от воды в паровой системе, производящей электричество. Некоторые новые конструкции сконцентрированы на новых технологиях теплообменников, которые защищают от утечек.

Вторая проблема связана с экономикой. Поскольку для реакторов с натриевым охлаждением требуется два этапа теплопередачи между активной зоной и турбиной, капитальные затраты увеличиваются, а тепловой КПД ниже, чем у наиболее передовых концепций с газовым и водяным охлаждением (около 38 процентов в усовершенствованной конструкции с натриевым охлаждением реактор по сравнению с 45 процентами в реакторе со сверхкритической водой).Кроме того, жидкие металлы непрозрачны, что затрудняет осмотр и обслуживание компонентов.

В конструкции реакторов на быстрых нейтронах нового поколения предпринимаются попытки извлечь выгоду из преимуществ более ранних конфигураций и устранить их недостатки. Технология продвинулась до такой степени, что можно представить себе реакторы быстрого спектра, которые, по мнению инженеров, не имеют шансов на расплавление. Кроме того, инертные теплоносители, такие как инертные газы, свинец или свинцово-висмутовые сплавы, могут устранить необходимость во вторичной системе теплоносителя и повысить экономическую жизнеспособность подхода.

Атомная энергетика достигла решающего этапа своего развития. Экономический успех растений нынешнего поколения в США основан на улучшенных методах управления и осторожной практике, что привело к растущему интересу к покупке новых растений. Новые конструкции реакторов могут значительно повысить безопасность, устойчивость и экономику ядерно-энергетических систем в долгосрочной перспективе, открывая путь к их широкому внедрению.

Праймер для ядерной энергетики
Большинство атомных электростанций в мире представляют собой реакторы с водой под давлением.В этих системах вода, помещенная под высоким давлением (155 атмосфер) для подавления кипения, служит одновременно охлаждающей жидкостью и рабочим телом. Первоначально разработанный в США на основе опыта, полученного в рамках программы американских военно-морских реакторов, первый коммерческий легководный реактор под давлением начал работу в 1957 году.

Активная зона реактора с водой под давлением состоит из массивов топлива из сплава циркония с оболочкой. стержни, состоящие из небольших цилиндров (таблеток) из слабообогащенного оксида урана диаметром в десять центов.Типичная группа топливных стержней размером 17 на 17 квадратных метров представляет собой тепловыделяющую сборку, и около 200 тепловыделяющих сборок скомпонованы для формирования активной зоны реактора. Керны, которые обычно имеют диаметр примерно 3,5 метра и высоту 3,5 метра, содержатся в стальных сосудах высокого давления толщиной от 15 до 20 сантиметров.

В результате ядерных реакций деления выделяется тепло, которое отводится циркулирующей водой. Хладагент закачивается в активную зону при температуре около 290 градусов по Цельсию и выходит из активной зоны при температуре около 325 градусов по Цельсию.Для контроля уровня мощности в топливные массивы вставлены регулирующие стержни. Управляющие стержни изготовлены из материалов, которые замедляют реакцию деления, поглощая медленные (тепловые) нейтроны, испускаемые во время деления. Их поднимают из активной зоны или опускают в нее, чтобы контролировать скорость ядерной реакции. Чтобы сменить топливо или в случае аварии, стержни полностью опускают в активную зону, чтобы остановить реакцию.

В первом контуре теплоносителя реактора горячая вода выходит из активной зоны реактора и проходит через теплообменник (называемый парогенератором), где отдает свое тепло вторичному паровому контуру, который работает при более низком уровне давления.Пар, производимый в теплообменнике, затем расширяется через паровую турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор для производства электроэнергии (обычно от 900 до 1100 мегаватт). Затем пар конденсируется и закачивается обратно в теплообменник для завершения цикла. Помимо источника тепла, атомные электростанции в целом похожи на электростанции, работающие на угле или топливе.

Существует несколько вариантов реактора с легководным охлаждением, в первую очередь реакторы с кипящей водой, которые работают при более низком давлении (обычно 70 атмосфер) и генерируют пар непосредственно в активной зоне реактора, что устраняет необходимость в промежуточном теплообменнике. .На меньшем количестве атомных электростанций теплоносителем реактора является тяжелая вода (содержащая изотоп водорода дейтерий), газообразный диоксид углерода или жидкий металл, например натрий.

Корпус реактора, работающий под давлением, обычно размещается внутри бетонной цитадели, которая действует как радиационная защита. Цитадель, в свою очередь, заключена в железобетонное здание содержания. Здание защитной оболочки спроектировано таким образом, чтобы предотвратить утечку радиоактивных газов или жидкостей в случае аварии.

Дело для ядерной энергетики
Сегодня 438 атомных электростанций вырабатывают около 16 процентов мировой электроэнергии.В США 103 атомных электростанции обеспечивают около 20 процентов производства электроэнергии в стране. Хотя в США больше двух десятилетий не заказывались новые ядерные объекты, электрическая мощность генераторов в США росла почти на 8 процентов в год по мере развития отрасли и повышения ее эффективности. Только за последние 10 лет американские атомные электростанции добавили к общему объему электроснабжения более 23 000 мегаватт, что эквивалентно 23 крупным электростанциям, несмотря на отсутствие каких-либо новых построек.Между тем, увеличение производства снизило удельную стоимость производства атомной энергии. Это улучшение привело к растущему интересу деловых кругов к продлению лицензий на эксплуатацию станций и, возможно, к приобретению новых ядерных установок.

Некоторых может удивить, что использование ядерной энергии приносит прямую пользу окружающей среде, особенно качеству воздуха. Хотя продолжаются дискуссии о возможности нарушения климата Земли из-за выбросов углекислого газа и других парниковых газов, нет никаких сомнений в том, что загрязнение воздуха в результате сжигания ископаемых видов топлива имеет серьезные последствия для здоровья.В отличие от электростанций, работающих на ископаемом топливе, атомные станции не производят углекислый газ, серу или оксиды азота. Производство ядерной энергии в США ежегодно позволяет избежать выбросов более 175 миллионов тонн углерода, которые были бы выброшены в окружающую среду, если бы такое же количество электроэнергии было произведено путем сжигания угля.

Мало внимания уделялось способности ядерной энергетики производить водород для использования в транспортных топливных элементах и ​​других более чистых электростанциях.Очень простой подход — использовать энергию высокотемпературного ядерного реактора для запуска реакции парового риформинга метана. Однако в этом процессе в качестве побочного продукта по-прежнему образуется диоксид углерода. Несколько прямых термохимических реакций могут привести к образованию водорода с использованием воды и высокой температуры. В Японии и США проводятся исследования термохимического разложения серной кислоты и других водородообразующих реакций.Экономика использования водорода на ядерной основе еще требует подтверждения, но существует огромный потенциал для этого пути, возможно, работающего на новом электричестве — водороде. когенерационный режим.

Улучшение экономики Любое строительство атомной электростанции в США должно решать сложные экономические вопросы, касающиеся капитальных затрат и финансирования. Проблема в том, что нынешнее поколение атомных электростанций, представленное тремя усовершенствованными проектами легководных реакторов, сертифицированными Комиссией по ядерному регулированию, стоит около 1500 долларов за киловатт электроэнергии (кВт-экв) генерирующей мощности, что может быть недостаточно конкурентоспособным для возобновления строительства атомной электростанции . Широко обсуждаемая цель затрат для новых проектов атомных станций (поколения III и IV) составляет 1000 долларов за кВт-э.Достижение этой цели сделало бы их конкурентоспособными (по удельной стоимости) с наиболее экономичной альтернативой — парогазовой установкой на природном газе. Кроме того, любые объекты следующего поколения должны быть завершены в течение примерно трех лет, чтобы сохранить финансовые затраты на управляемом уровне. Новые упрощенные, но еще не опробованные процедуры лицензирования должны ускорить этот процесс.

Учитывая прошлый опыт ядерных проектов в США, проектировщикам и строителям будет сложно достичь этих целей.Для достижения цели по стоимости ядерные инженеры стремятся достичь более высокого теплового КПД за счет повышения рабочих температур и упрощения подсистем и компонентов. Ускорение строительства завода потребует стандартизации конструкции завода, процедур изготовления и сертификации; разделение растений на более мелкие модули, что позволяет избежать строительства на месте; и использование компьютеризированных методов управления сборкой. Таким образом, строительные работы можно проверить в виртуальной реальности, прежде чем они начнут работать в полевых условиях.

Повышение безопасности По мере того, как экономические показатели ядерной энергетики улучшились за последние 20 лет, улучшились и показатели безопасности. Авария на Три-Майл-Айленд в 1979 году привлекла внимание владельцев и операторов электростанций к необходимости повышения уровня безопасности и производительности. Например, количество так называемых важных для безопасности событий, о которых сообщалось в Комиссию по ядерному регулированию, составляло в среднем около двух на станцию ​​в год в 1990 году, но к 2000 году снизилось до менее чем одной десятой этого числа.Между тем, согласно недавним опросам, общественное доверие к безопасности ядерной энергетики в значительной степени восстановилось после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году.

Долгосрочные цели безопасности ядерных установок нового поколения были сформулированы в прошлом году международными и отечественными экспертами по запросу Министерства энергетики США. Они определили три основные цели: повысить безопасность и надежность станций, уменьшить возможность значительного ущерба во время аварий и минимизировать возможные последствия любых аварий, которые все же происходят.Достижение этих целей потребует новых проектов станций, которые включают в себя неотъемлемые средства безопасности для предотвращения аварий и предотвращения их перерастания в более серьезные ситуации, которые могут привести к выбросу радиоактивности в окружающую среду.

Удаление и повторное использование ядерных отходов Также необходимо решить нерешенные вопросы, касающиеся обращения с ядерными отходами и их утилизации, а также защиты от распространения ядерного оружия. Долгосрочное подземное хранилище Yucca Mountain в Неваде оценивается, чтобы решить, сможет ли оно успешно принимать отработавшее коммерческое топливо.Однако он отстает от графика на десять лет, и даже после завершения не сможет вместить количество отходов, запланированное на будущее.

В нынешнем «прямоточном», или открытом, ядерном топливном цикле используется только что добытый уран, однократно сжигается в реакторе, а затем выгружается как отходы. Этот подход приводит к тому, что только около 1 процента энергоемкости урана преобразуется в электричество. Он также производит большие объемы отработавшего ядерного топлива, которое необходимо утилизировать безопасным способом.Оба этих недостатка можно избежать путем рециркуляции отработавшего топлива, то есть восстановления из него полезных материалов.

В большинстве других стран с крупными ядерно-энергетическими программами, включая Францию, Японию и Великобританию, используется так называемый замкнутый ядерный топливный цикл. В этих странах использованное топливо перерабатывается для извлечения урана и плутония (получаемых при облучении в реакторах) и переработки его в новое топливо. Эти усилия удваивают количество энергии, извлекаемой из топлива, и удаляют большую часть долгоживущих радиоактивных элементов из отходов, которые необходимо постоянно хранить.Однако следует отметить, что переработанное топливо сегодня дороже, чем вновь добытое. Существующая технология рециркуляции также приводит к выделению плутония, который потенциально может быть использован в оружии.

Практически вся переработка ядерного топлива осуществляется с использованием процесса, известного как PUREX (извлечение плутония-урана), который первоначально был разработан для извлечения чистого плутония для ядерного оружия. При переработке PUREX использованные тепловыделяющие сборки транспортируются на завод по переработке в сильно экранированных, устойчивых к повреждениям транспортных контейнерах.Топливные сборки измельчаются и растворяются сильными кислотами. Затем топливный раствор подвергается процедуре экстракции растворителем для отделения продуктов деления и других элементов от урана и плутония, которые очищаются. Уран и плутоний используются для изготовления смешанного оксидного топлива для использования в легководных реакторах.

Переработка помогает свести к минимуму образование ядерных отходов. Чтобы снизить потребность в пространстве для хранения, устойчивый ядерный топливный цикл будет разделять короткоживущие, выделяющие большое количество тепла продукты деления, особенно цезий-137 и стронций-90.Эти элементы будут храниться отдельно в помещениях с конвективным охлаждением от 300 до 500 лет, пока они не распадутся до безопасного уровня. Оптимизированный замкнутый топливный цикл (реактор на быстрых нейтронах) будет рециркулировать не только уран и плутоний, но и все актиниды в топливе, включая нептуний, америций и кюрий. В однократном топливном цикле более 98 процентов ожидаемой долгосрочной радиотоксичности вызвано образующимися нептунием 237 и плутонием 242 (с периодами полураспада 2,14 миллиона и 387 000 лет соответственно).Управлять долгосрочными эффектами хранилища станет проще, если эти долгоживущие актиниды также будут отделены от отходов и переработаны. Удаление цезия, стронция и актинидов из отходов, отправляемых в геологическое хранилище, могло бы увеличить его емкость в 50 раз.

Из-за постоянного интереса к повышению устойчивости и экономики ядерных топливных циклов, несколько стран развивают более эффективные технологии рециклинга. Сегодня электрометаллургический процесс, исключающий выделение чистого плутония, находится в стадии разработки в США.С. в Аргоннской национальной лаборатории. Передовые методы рециркуляции воды, которые предлагают аналогичные преимущества, изучаются во Франции, Японии и других странах.

Обеспечение нераспространения Критическим аспектом новых ядерно-энергетических систем является обеспечение того, чтобы они не позволяли отвлекать оружейные материалы из цикла переработки. Когда страны приобретают ядерное оружие, они обычно создают специальные установки для производства расщепляющихся материалов, а не для сбора ядерных материалов с гражданских электростанций.Коммерческие ядерные топливные циклы, как правило, являются наиболее дорогостоящим и сложным способом производства оружейных материалов. Новые топливные циклы должны по-прежнему разрабатываться для защиты от распространения. —J.A.L., R.G.B. и J.F.K.

Насколько безопасны атомные станции от террористов?

Трагические события 11 сентября 2001 года вызывают тревожные вопросы об уязвимости ядерных объектов перед террористическими атаками. Несмотря на то, что были приняты строгие меры гражданской и военной безопасности, чтобы остановить решительные нападения, умышленное крушение большого коммерческого авиалайнера вырисовывается в воображении.Итак, стоит ли беспокоиться американцам? Ответ отрицательный и да.

Атомная электростанция — непростая цель для авиалайнера, летящего на высокой скорости, потому что удар со смещением от центра куполообразного цилиндрического здания сдерживания не окажет существенного воздействия на конструкцию здания. Сама активная зона реактора, расположенная на уровне или ниже, обычно имеет диаметр менее 10 футов и высоту 12 футов. Он заключен в тяжелое стальное судно, окруженное бетонной цитаделью. Конструкции защитной оболочки реактора различаются по деталям, но во всех случаях они предназначены для того, чтобы выдерживать самые тяжелые стихийные бедствия (включая землетрясения, торнадо и ураганы).Несмотря на то, что защитные ограждения не предназначены для защиты от военных действий, они могут выдерживать аварии небольших самолетов.

Даже несмотря на то, что активная зона реактора защищена, некоторые трубопроводы и охлаждающее оборудование реактора, вспомогательное оборудование и прилегающая подстанция могут быть уязвимы для прямого удара. Атомные электростанции, однако, оснащены несколькими системами аварийного охлаждения, а также аварийными источниками питания на случай отключения электроэнергии. В маловероятном случае, если все эти резервные меры предосторожности будут разрушены, активная зона реактора может перегреться и расплавиться.Но даже в этом крайнем случае, который аналогичен тому, что произошло на Три-Майл-Айленде, радиоактивные материалы активной зоны все равно будут содержаться внутри корпуса высокого давления.

Если у атомных станций есть ахиллесова пята, то это локальные временные хранилища отработанного ядерного топлива. Хотя эти хранилища обычно содержат несколько использованных тепловыделяющих сборок и, следовательно, большую общую радиоактивность, чем реактор, большинство наиболее опасных радиоактивных изотопов в старом топливе уже распалось.Это особенно верно для газообразных продуктов деления, которые могут попасть в воздух, период полураспада которых измеряется месяцами. Отработавшие тепловыделяющие сборки, которые относительно недавно были извлечены из реакторов, хранятся в глубоких водоемах для их охлаждения и защиты от испускаемого ими излучения. Эти открытые бассейны окружены толстостенными бетонными контейнерами, облицованными сталью. Через несколько лет материалы переводят в бетонные сухие емкости для хранения топлива с воздушным охлаждением.

Хотя охлаждающие бассейны представляют собой относительно небольшие и, следовательно, трудные цели для террористов, точечная атака может истощить воду из бассейна, что приведет к перегреву и таянию топлива.Специалисты говорят, что для наполнения бассейна будет достаточно стандартного пожарного шланга. Специалисты говорят, что даже если бы топливо расплавилось, было бы образовано мало радиоактивных частиц, которые могли бы попасть в воздух. Врезание авиалайнера в сухие баки для хранения топлива, вероятно, просто отбросит их в сторону. По мнению экспертов по ядерной безопасности, если какие-либо контейнеры треснут, сломанные кусочки окисленной оболочки топлива могут унести в небо некоторую радиоактивность.

Некоторые эксперты считают, что Комиссия по ядерному регулированию в ближайшее время отдаст приказ об усилении вспомогательного оборудования АЭС и хранилищ отходов.

Если произойдет такое террористическое нападение, существуют планы по эвакуации близлежащих жителей, хотя следует сказать, что критики утверждают, что эти схемы непрактичны. Считается, однако, что на безопасный выход будет доступно около восьми-десяти часов, задолго до того, как эвакуированные получат значительную дозу радиоактивного излучения. Самым серьезным потенциальным неблагоприятным эффектом может быть долгосрочное загрязнение местности аэрозольными частицами, очистка которых будет дорогостоящей. —Редакторы

атомная энергия | Национальное географическое общество

Ядерная энергия — это энергия ядра или ядра атома.Атомы — это крошечные единицы, из которых состоит вся материя Вселенной, а энергия — это то, что скрепляет ядро. В плотном ядре атома огромное количество энергии. Фактически, сила, удерживающая ядро, официально называется «сильной силой».

Ядерную энергию можно использовать для создания электричества, но сначала ее нужно высвободить из атома. В процессе ядерного деления атомы расщепляются, чтобы высвободить эту энергию.

Ядерный реактор или электростанция — это серия машин, которые могут управлять ядерным делением для производства электроэнергии.Топливо, которое ядерные реакторы используют для ядерного деления, представляет собой таблетки элемента урана. В ядерном реакторе атомы урана вынуждены распадаться. При расщеплении атомы выделяют крошечные частицы, называемые продуктами деления. Продукты деления вызывают расщепление других атомов урана, начиная цепную реакцию. Энергия, выделяемая в результате этой цепной реакции, создает тепло.

Тепло, создаваемое ядерным делением, нагревает охлаждающий агент реактора. Охлаждающим агентом обычно является вода, но в некоторых ядерных реакторах используется жидкий металл или расплав солей.Хладагент, нагретый за счет ядерного деления, производит пар. Пар вращает турбины или колеса, вращаемые текущим током. Турбины приводят в действие генераторы или двигатели, вырабатывающие электричество.

Жезлы из материала, называемого ядерным ядом, могут регулировать количество вырабатываемой электроэнергии. Ядерные яды — это материалы, такие как элемент ксенона, которые поглощают некоторые продукты деления, образующиеся в результате ядерного деления. Чем больше стержней ядерного яда присутствует во время цепной реакции, тем медленнее и управляемее будет реакция.Удаление стержней позволит усилить цепную реакцию и создать больше электричества.

По состоянию на 2011 год около 15 процентов мировой электроэнергии вырабатывается атомными электростанциями. В Соединенных Штатах имеется более 100 реакторов, хотя большую часть электроэнергии они вырабатывают из ископаемого топлива и гидроэлектроэнергии. Такие страны, как Литва, Франция и Словакия, вырабатывают почти всю электроэнергию на атомных электростанциях.

Ядерная пища: уран

Уран является топливом, наиболее широко используемым для производства ядерной энергии.Это потому, что атомы урана относительно легко расщепляются. Уран также является очень распространенным элементом, обнаруженным в горных породах по всему миру. Однако конкретный тип урана, используемый для производства ядерной энергии, под названием U-235, встречается редко. U-235 составляет менее одного процента урана в мире.

Хотя часть урана, используемого Соединенными Штатами, добывается в этой стране, большая часть урана импортируется. США получают уран из Австралии, Канады, Казахстана, России и Узбекистана. После того, как уран добывается, его необходимо извлекать из других полезных ископаемых.Его также необходимо обработать, прежде чем его можно будет использовать.

Поскольку ядерное топливо может использоваться для создания ядерного оружия, а также ядерных реакторов, только страны, которые являются участниками Договора о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО), могут импортировать уран или плутоний, другое ядерное топливо. Договор способствует мирному использованию ядерного топлива, а также ограничению распространения ядерного оружия.

В типичном ядерном реакторе ежегодно используется около 200 тонн урана. Сложные процессы позволяют повторно обогащать или рециркулировать часть урана и плутония.Это сокращает объем добычи, извлечения и обработки, которые необходимо выполнить.

Атомная энергия и люди

Ядерная энергия производит электричество, которое можно использовать для электроснабжения домов, школ, предприятий и больниц. Первый ядерный реактор, вырабатывающий электричество, был расположен недалеко от Арко, штат Айдахо. Экспериментальный реактор-размножитель начал работать в 1951 году. Первая атомная электростанция, предназначенная для обеспечения энергией населения, была построена в Обнинске, Россия, в 1954 году.

Строительство ядерных реакторов требует высокого уровня технологий, и только страны, подписавшие Договор о нераспространении ядерного оружия, могут получить необходимый уран или плутоний. По этим причинам большинство атомных электростанций расположено в развитых странах.

Атомные электростанции производят возобновляемую чистую энергию. Они не загрязняют воздух и не выделяют парниковые газы. Они могут быть построены в городской или сельской местности и не меняют радикально окружающую среду.

Пар, приводящий в действие турбины и генераторы, в конечном итоге перерабатывается. Его охлаждают в отдельной конструкции, называемой градирней. Пар снова превращается в воду, и его снова можно использовать для производства большего количества электроэнергии. Избыточный пар просто рециркулирует в атмосферу, где он не причиняет большого вреда в виде чистого водяного пара.

Однако побочным продуктом ядерной энергии является радиоактивный материал. Радиоактивный материал — это совокупность нестабильных атомных ядер. Эти ядра теряют свою энергию и могут воздействовать на многие материалы вокруг них, включая организмы и окружающую среду.Радиоактивный материал может быть чрезвычайно токсичным, вызывать ожоги и увеличивать риск рака, заболеваний крови и разрушения костей.

Радиоактивные отходы — это то, что осталось от работы ядерного реактора. Радиоактивные отходы — это в основном защитная одежда, которую носят рабочие, инструменты и любые другие материалы, которые контактировали с радиоактивной пылью. Радиоактивные отходы долговечны. Такие материалы, как одежда и инструменты, могут оставаться радиоактивными в течение тысяч лет. Правительство регулирует порядок утилизации этих материалов, чтобы они ничего не загрязняли.

Отработанное топливо и стержни с ядерным ядом чрезвычайно радиоактивны. Использованные урановые окатыши необходимо хранить в специальных емкостях, похожих на большие бассейны. Вода охлаждает топливо и изолирует снаружи от контакта с радиоактивностью. Некоторые атомные станции хранят отработанное топливо в сухих надземных резервуарах.

Места хранения радиоактивных отходов стали очень противоречивыми в Соединенных Штатах. Например, в течение многих лет правительство планировало построить огромный завод по переработке ядерных отходов недалеко от Юкка-Маунтин, штат Невада.Экологические группы и местные жители выразили протест против плана. Их беспокоит утечка радиоактивных отходов в водопровод и окружающую среду Юкка-Маунтин, примерно в 130 километрах (80 милях) от большого городского района Лас-Вегаса, штат Невада. Хотя правительство начало обследование этого места в 1978 году, оно прекратило планирование строительства хранилища ядерных отходов в Юкка-Маунтин в 2009 году.

Чернобыль

Критики ядерной энергетики опасаются, что хранилища радиоактивных отходов будут протекать, треснуть или разрушиться .Тогда радиоактивный материал может загрязнить почву и грунтовые воды вблизи объекта. Это может привести к серьезным проблемам со здоровьем людей и организмов в этом районе. Все общины должны быть эвакуированы.

Это то, что произошло в Чернобыле, Украина, в 1986 году. Паровой взрыв на одной из четырех ядерных реакторов электростанции вызвал пожар, названный шлейфом. Этот шлейф был очень радиоактивным, создавая облако радиоактивных частиц, которое упало на землю, так называемые осадки. Выпадение осадков распространилось на объект Чернобыль, а также на прилегающую территорию.Осадки уносились ветром, и частицы вошли в круговорот воды в виде дождя. Радиоактивность, прослеживаемая до Чернобыля, выпала в виде дождя над Шотландией и Ирландией. Большая часть радиоактивных осадков выпала в Беларуси.

Чернобыльская катастрофа повлияла на окружающую среду незамедлительно. На километрах вокруг объекта сосновый бор высох и погиб. Красный цвет мертвых сосен дал этой местности прозвище Рыжий лес. Рыба из близлежащей реки Припять была настолько радиоактивной, что люди больше не могли ее есть.В этом районе погибли крупный рогатый скот и лошади.

Более 100 000 человек были переселены после катастрофы, но количество человеческих жертв Чернобыля определить сложно. Последствия радиационного отравления проявляются только через много лет. Раковые и другие заболевания очень сложно отследить до единого источника.

Ядерная энергия будущего

Ядерные реакторы используют деление или расщепление атомов для производства энергии.

Оставьте комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *