Безопасность атомной энергетики

Экология энергетики
Признаки классификации атомных реакторов
Блочный щит управления энергоблока
Разгрузочно-загрузочная машина
ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ
Реакторы на быстрых нейтронах
БН-350
Реактор БН-800
Физические  основы атомной энергетики
Особенности ядерных реакторов
Безопасность современных атомных реакторов
АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
РЕАКТОР БРЕСТ – 300
Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300
Энергетика - острейшая проблема цивилизации
Ядерный реактор
РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный
Реактор с гелиевым теплоносителем
Реакторы с натриевым теплоносителем
Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем
ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики
ФАКТОРЫ ОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПИСОК НАИБОЛЕЕ ЗНАЧИТЕЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ ХХ СТОЛЕТИЯ
Уиндскейл, Великобритания 10 октября 1957 года
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ КАТАСТРОФА

Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой» атомной энергетики

Потребление энергии – важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века, когда потребление энергии в мире увеличилось почти в 15 раз, достигнув к концу прошлого столетия абсолютной величины около 9,5 млрд. тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.). Около 80% мирового энергопотребления обеспечивается сжиганием угля, нефти, природного газа. В XXI веке рост мирового энергопотребления, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах, для которых экономическое развитие и повышение качества жизни населения неизбежно связаны со значительным увеличением количества потребляемой энергии, в первую очередь, ее наиболее универсального вида – электричества. К середине XXI века прогнозируется удвоение мирового энергопотребления и утроение потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями энергопроизводства, в первую очередь, из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных «безуглеродных» технологий энергопроизводства, которые дадут возможность надежно в течение длительного времени удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня альтернативные технологии, использующие возобновляемые источники энергии, такие как ветровая, солнечная, геотермальная, приливная и др., по своим потенциальным возможностям не могут рассматриваться в качестве базовых для крупномасштабного энергопроизводства.

По мнению многих ученых и специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном, в сфере производства электроэнергии, где ее доля составляет около 18 % (в России – около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым энергоисточником уже в текущем столетии, необходимы следующие условия:

атомная энергетика должна отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды;

располагаемые природные ресурсы для производства ядерного топлива должны обеспечить функционирование «большой» атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий;

технико-экономические показатели атомной энергетики не должны уступать лучшим известным энергоисточникам на углеводородном топливе.

Кратко охарактеризуем практическую реализуемость атомной энергетики, отвечающей перечисленным требованиям.

О гарантированной безопасности атомной энергетики. Несмотря на то, что вопросы безопасности атомной энергетики рассматривались и достаточно эффективно решались с момента ее зарождения системно и на научной основе, в период ее становления в мире имели место аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС «Три Майл Айленд» (США) и на Чернобыльской АЭС (СССР). В связи с этим Мировое Сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. В частности, рекомендации предусматривают, что если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора физически исключается, то такая авария должна постулироваться и доказываться, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия такой аварии для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных быстрых реакторов, кратко описаны ниже.

Ресурсная база для производства ядерного топлива. Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых «тепловых» ядерных  реакторах, в которых используется водяной или графитовый замедлитель нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах и его ограниченными запасами на Земле. Поэтому долговременная стратегия развития «большой» атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых «быстрых» ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций для последующего возврата в цикл невыгоревших делящихся изотопов.

В «быстром» реакторе бóльшая часть делений ядерного топлива вызывается быстрыми нейтронами с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название «быстрый реактор»). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа урана-235, но и урана-238 – основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов «теплового реактора» очень низка. Принципиально важно, что в «быстром» реакторе при каждом акте деления ядер образуется дополнительное количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции:

+ 1no   β-  β- .

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется больше вторичного плутония, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название «бридинг» (от англ. breed – размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом – реакторы-бридеры.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что этот процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и, тем самым, почти в 100 раз увеличить энергетический «выход» из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнанно, что использование быстрых реакторов-бридеров – необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором  исследований и разработок по быстрым реакторам был академик Украинской Академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины (1972 г.) был научным руководителем Обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя и элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, Франции, Великобритании и Германии.

Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды –теплоносителя – для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на его повышенную химическую активность по отношению к воде и водяному пару. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства, низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионно-эрозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота поддержания его чистоты в процессе эксплуатации.

Как уже отмечалось выше, дымовые газы являются основным источником загрязнения от действия ТЭС.

В другой установке водо-инерционного типа на орошение подается вода под давлением 240 бар с температурой около 205О С.

Выбросы азота и очистка от них Источником оксидов азота на ТЭС является молекулярный азот воздуха и азотосодержащие компоненты топлива.

В связи с опасностью использования аммиака (высокая токсичность), и необходимостью специальных мер защиты персонала, за рубежом, в частности в Германии [25], проходят промышленные испытания установки с использованием вместо аммиака карбамида, по другому мочевины (NH2)2СО.

Общие сведения Без термической подготовки в физическом смысле, сжигание твердых топлив в котлах невозможно вообще.

УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ