Атомные электростанции

Доклад на тему Атомные электростанции

 

I. Атомные электростанции

1.1. Типы атомных электростанций

На атомных электростанциях, так же как и на электростанциях, работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в качестве топлива), а другом – при горении органического топлива.

Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями (АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.

Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания[2].

энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);

исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);

транспортные (компактность, маневренность);

промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);

многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);

виду замедлителя

легководные (наиболее компактны);

графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

виду теплоносителя

легководные (наиболее распространенные);

газоохлаждаемые (также широко распространены);

тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

энергетическому спектру нейтронов

на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

структуре активной зоны

гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

Особенность современной ядерной энергетики – использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном уране его всего 0,7%. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.

Коренное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС заключается в том, что для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а для ТЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону.

1.2 Тепловые схемы АЭС

В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее тело – это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.

Назначение теплоносителя на АЭС – отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2-х и 3-х контурными. Недостаток – все оборудование работает в радиационно-активных условиях.

АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя – первый контур, контур рабочего тела – второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно-активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной.

АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя и рабочего тела присутствует также и промежуточный контур. Промежуточный контур призван предотвратить опасность выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором и возможно перетекание теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура в случае, если теплоносители (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.

При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в таких условиях принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).

Основные технико-экономические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.

Таблица 2.

 

Показатель	ВВЭР - 440	ВВЭР - 1000	РБМК - 1000
Мощность блока, МВт	440	1000	1000
Мощность турбогенератора, МВт	220	500	500
Число турбин в блоке, шт	2	2	2
Давление пара перед турбиной, Мпа	4,32	5,88	6,46
КПД (нетто), %	29,7	31,7	31,3

 

 

Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2 [4]. Стоимость 1 кВт установленной мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5 – 1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы [5]. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях), предназначенных только для производства электроэнергии, кроме того спорной можно считать саму методику определения капитальных вложений в АЭС, о чем подробнее речь пойдет ниже в разделе 2.2.

1.3 Перспективы развития  ядерной и термоядерной энергетики

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

возможность получения большой мощности;

коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;

высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);

малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);

возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.

Из этого следует:

высокая эффективность использования горючего;

минимальные затраты на топливный цикл;

повышенная безопасность;

высокая экономичность;

широкий диапазон использования.

Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.

Вихревой реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому движению введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.

3. Электроядерный бридинг.

Сущность заключается в использовании мощного пучка заряженных частиц (протонов) высокой энергии, получаемого с помощью ускорителя, для бомбардировки мишеней (из бериллия, тория, урана). В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для переработки уранового и ториевого сырья в делящиеся материалы, то есть для производства ядерного топлива.

4. Пароводяной реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БПВР).

Реактор аналогичен ВВЭР.

5. Энергетический термоядерный  реактор (ТОКОМАК).

Существует пока в виде исследовательской установки, на которой отрабатываются лишь основные принципы термоядерного синтеза. Практическая реализация управляемой термоядерной реакции сопряжена в настоящее время с рядом физических и технических трудностей.

Основная трудность физического характера сопряжена с неустойчивостью плазмы, помещенной в магнитную ловушку.

Трудности технического характера: наличие примесей с большими порядковыми номерами приводят к возрастанию энергетических потерь из плазмы.

Решение этих проблем требует прохождения следующих этапов:

научная демонстрация возможности осуществления термоядерного синтеза, при котором отношение выходной энергии реакции синтеза к энергии, затраченной на создание, нагрев и удержание плазмы, по крайней мере, равно единице;

демонстрация технической осуществимости термоядерного реактора;

создание демонстрационной термоядерной электростанции.

II. Будущее ядерной энергетики  в Республике Беларусь.

2.1. Целесообразность развития  ядерной энергетики.

Решение о создании АЭС зависит от многих факторов, среди которых стоимость производства электроэнергии от АЭС по сравнению с другими методами, мощность энергосистемы, технологические и экономические возможности для осуществления ядерной программы, степень зависимости от дефицитных или импортируемых видов топлива. Но основным фактором, определяющим для Беларуси будущее ядерной энергетики после чернобыльской аварии, является широкое общественное мнение. После аварий на АЭС «Три-Майл-Айленд» и Чернобыльской АЭС в Беларуси появилось настороженное и скептическое отношение общественности к перспективности ядерной энергетики. Стало очевидным, что безопасность выходит за границы безопасного развития ядерной энергетики.

Тем не менее, исходя из объективных факторов, можно утверждать, что в условиях острейшего дефицита органических энергоносителей в Беларуси, ядерная энергетика может рассматриваться в качестве реальной альтернативы. Несмотря на привлекательность, широко пропагандируемой идеи использования экологически чистых энергоносителей (солнце, ветер, геотермальные воды и т. п.), в будущем они не могут серьезно повлиять на структуру энергобаланса республики. К тому же эти источники энергии вовсе не безопасны для человека. Согласно оценкам [5], вероятность гибели людей при производстве электричества от АЭС в 25 раз ниже, чем на ветровых, и в 10 раз ниже, чем на гелеоустановках.

Существенно также влияние экономических возможностей Беларуси и необходимости импортирования ею ядерного топлива. Хотя в республике имеется опыт создания и успешной эксплуатации для исследовательских целей действующего ядерного реактора (Институт проблем энергетики НАНБ, п. Сосны), однако после событий последовавших после чернобыльской аварии все работы в этом направлении были приостановлены, а реактор был демонтирован. Таким образом, реальная перспектива развития ядерной энергетики в Беларуси, по крайней мере, в технологическом и экономическом аспекте, может рассматриваться только в неразрывной связи с предстоящим экономическим этапом объединения Беларуси и России. С учетом этого важно учитывать тенденции, наметившиеся в ядерной энергетике России и других ядерных стран. Так в выступлении президента России на саммите тысячелетия были предложены инициативы по совершенствованию ядерной энергетики [7,8] с проведением работ в рамках международной программы [9,10]. В частности предлагается «… исключение из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и плутония» в «… интересах кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия» [7,8]. По оценкам специалистов [10] в этом контексте подразумевается не вообще обогащенный уран или плутоний, а высокообогащенный уран с содержанием 235U 20-90% и материал, например, природный или обогащенный уран с высоким (выше 20%) содержанием плутония, то есть материалы, пригодные для использования в качестве ядерных боеприпасов. В выступлении также прозвучал тезис об «окончательном решении проблемы радиоактивных отходов» [7]. Это означает, что в перспективной крупномасштабной ядерной энергетике (такой, как, например, в рамках предстоящего экономического объединения ряда стран СНГ, включая союз России и Белоруссии) необходимо модифицировать добычу урана, ввести трансмутационный замкнутый топливный цикл и улучшить упаковку наиболее опасных нуклидов из числа отходов перед их окончательным захоронением.