Атомная энергетика

Атомная энергетика

ВСТУПЛЕНИЕ

Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не менее 80 лет, прежде

чем одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил

уголь, уголь - нефть, нефть - газ, химические виды топлива заменила атомная

энергетика. История овладения атомной энергией - от первых опытных

экспериментов - насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта

реакция деления урана.

В 30-е годы нашего столетия известный ученый И.В. Курчатов

обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области

атомной техники в интересах народного хозяйства страны.

В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-

Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая

промышленность. Организовано производство ядерного горючего – урана-235 и

плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.

В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г.

Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное

судно – ледокол «Ленин».

Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные

программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных

реакторов работают по всему миру.

1. ОСОБЕННОСТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Энергия - это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные

сферы деятельности человека - от стирки белья до исследования Луны и Марса

- требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.

На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих

отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с

ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома

осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии,

сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные

изотопы.

В России имеется 9 атомных электростанций (АЭС), и практически все

они расположены в густонаселенной европейской части страны. В 30-

километровой зоне этих АЭС проживает более 4 млн. человек.

Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе

очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных

водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель

по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою

очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии

досуга.

Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют

разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие

десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и

других сфер изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи

угля образуются «лунные ландшафты». А повышенное содержание золы в топливе

является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн [pic].

Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год

до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.

Атомные электростанции – третий «кит» в системе современной мировой

энергетики. Техника АЭС, бесспорно, является крупным достижением НТП. В

случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически

никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате

работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются

радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем

радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в

условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу.

АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при

правильной их эксплуатации – это чистые источники энергии.

Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики,

нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут

привести к катастрофическим последствиям.

Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира

произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности.

Наиболее характерные из них: в 1957 г. – в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. –

в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. – в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. – на

АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. – на Чернобыльской АЭС (СССР).

2. РЕСУРСЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого

ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое

развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в

месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн

урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне

широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически

лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для

выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на

реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов

не так уж много может добавить к обычной энергетике - всего лишь около 10%.

Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не

получается.

Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения

АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически

весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной

энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по

сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном

использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по

концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в

конечном счете означает практически неограниченное (по современным

масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет

топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если

реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят

реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то

почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать

ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?

Прежде всего следует сказать, что на первом этапе развития ядерной

энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос

о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество

реакторов на быстрых нейтронах - большой коэффициент воспроизводства - еще

не являлся решающим.

В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не

готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной

простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы

на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых

серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти

задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива,

которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в

реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности

сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не

может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное

химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца.

Возможность протекания химической реакции практически не зависит от

количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не

может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного

значения, называемого критической массой.

Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не

является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы

превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других

конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та

часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким

образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит

своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания

реакции, не участвуя в ней.

Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую

массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В

тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала

помещается топливо как для создания критической массы, так и для выгорания.

Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем

случае относительно велико.

Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором

на тепловых нейтронах ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор

мощностью 440 МВт) критическая масса U 235 составляет 700 кг. Это

соответствует количеству угля около 2 млн тонн. Иными словами,

применительно к электростанции на угле той же мощности это как бы означает

обязательное наличие при ней такого довольно значительного

неприкосновенного запаса угля. Ни один кг из этого запаса не расходуется и

не может быть израсходован, однако без него электростанция работать не

может.

Наличие такого крупного количества "замороженного" топлива, хотя и

сказывается отрицательно на экономических показателях, но в силу реально

сложившегося соотношения затрат для реакторов на тепловых нейтронах

оказывается не слишком обременительным. В случае же реакторов на быстрых

нейтронах с этим приходится считаться более серьезно.

Реакторы на быстрых нейтронах обладают существенно большей

критической массой, чем реакторы на тепловых нейтронах (при заданных

размерах реактора). Это объясняется тем, что быстрые нейтроны при

взаимодействии со средой оказываются как бы более "инертными", чем

тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на

единицы длины пути) для них значительно (в сотни раз) меньше, чем для

тепловых. Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за

пределы реактора и не терялись, их "инертность" необходимо компенсировать

увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим

возрастанием критической массы.

Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с

реакторами на тепловых нейтронах, нужно повышать мощность, развиваемую при

заданных размерах реактора. Тогда количество "замороженного" топлива на

единицу мощности будет соответственно уменьшаться. Достижение высокой

плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной

инженерной задачей.

Заметим, что сама по себе мощность непосредственно не связана с

количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это количество превышает

критическую массу, то в нем за счет созданной нестационарности цепной

реакции можно развить любую требуемую мощность. Все дело в том, чтобы

обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно

о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров

реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой

и увеличение критической массы, т.е. не решает задачи.

Положение осложняется тем, что для теплоотвода из реактора на

быстрых нейтронах такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как

обычная вода, не подходит по своим ядерным свойствам. Она, как известно,

замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства.

Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми

ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к

необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 150 ат, или

[pic]Па), что вызывает свои технические трудности.

В качестве теплоносителя для теплоотвода из реакторов на быстрых

нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-

физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить

поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения.

Следует указать, что в свое время выбор "экзотического" натрия

казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но

и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала

опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействие с водой, а

также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма

неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях.

Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических

исследований и разработок, сооружение стендов и специальных

экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться

в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого

теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень

безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью

изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с

натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай

аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных

индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало

аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации.

Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна

характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с теми

физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием

интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в

результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение

физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной

композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу,

становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится

периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо

для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации.

В общем случае - это трудоемкий, длительный и дорогой процесс.

Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в топливной

композиции относительно небольшое - всего несколько процентов. Для

реакторов на быстрых нейтронах соответствующая концентрация топлива

значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью

увеличивать вообще количество топлива в реакторе на быстрых нейтронах для

создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том,

что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть

захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых

нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно,

содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах

должно быть соответственно больше. Иначе слишком много нейтронов будет

поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе

окажется невозможной.

Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на

быстрых нейтронах выгорит в несколько раз меньшая доля заложенного топлива,

чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приведет соответственно к

необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых

нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.

Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время

встают вопросы о совершенствовании системы безопасности на АЭС, а также

изучение возможных способов переработки радиоактивных отходов,

преобразования их в безопасные вещества. Речь идет о методах превращения

стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы

путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами. Теоретически

это возможно, но в настоящий момент времени при современной технологии

экономически нецелесообразно. Хотя может быть уже в ближайшем будущем будут

получены реальные результаты этих исследований, в результате которых

атомной энергии станет не только самым дешевым видом энергии, но и

действительно экологически чистым.

3. ПРОБЛЕМЫ СЕВЕРО-ЗАПАДНОГО РЕГИОНА

Специализированный комбинат "Радон", где почти четыре десятилетия

перерабатываются и хранятся смертоносные отходы, поступающие с российского

Северо-Запада, влачит жалкое существование. В 1998 году "Радон",

финансируемый из федерального бюджета, получил только половину из

запланированных средств. Денег не хватает даже на зарплату коллективу, не

говоря уже об оплате отопления и освещения, транспортных средств и охраны,

призванной защищать от посягательств на особый груз.

Первыми "экспонатами" "Радона" стали радиоактивные источники,

обнаруженные на Петроградской стороне на том месте, где еще до революции

находился радиевый институт. Но источники находят не только там, где

работают ученые. Нередки случаи, когда приборы с токсичными веществами ,

отслужившие свой век, выбрасывают на свалку, а спустя годы на месте свалки

возводят жилые дома либо детские учреждения и больницы.

Чтобы оградить население от радиации, в конце 50-х годов в бывшем

СССР рядом с крупными промышленными центрами стали строить региональные

специализированные комбинаты. Сюда для хранения и переработки с военных и

гражданских объектов свозили опасный груз. Для создания такого комбината,

который бы обслуживал Северо-Западный регион, выбрали живописное место на

берегу Финского залива в 80 км от северной столицы в поселке Сосновый Бор,

спустя несколько лет там была построена Ленинградская атомная

электростанция (ЛАЭС). В течение почти четверти века все твердые

радиоактивные отходы (ТРО), образующиеся в процессе эксплуатации и ремонта

энергоблоков ЛАЭС (в среднем при нормальной эксплуатации образуется до 2

тыс. кубометров ТРО, а при реконструкции их объем возрастает почти в

полтора раза), спецтранспортом доставлялись в хранилища "Родона". Здесь

отходы разгружали и хранили в отсеках-каньонах. Сейчас низко- и

среднеактивные ТРО захораниваются в недавно построенном хранилище ЛАЭС.

Площадки "Родона", расположенные на 35 гектарах, уже сейчас заполнены

более чем на две трети. Резервов хватит максимум на 2-3 года, хотя все

зависит от того, с какой интенсивностью использовать емкости. В нынешнем

году на "Радон" попала примерно треть того, что подлежало вывозу. Из-за

недостатка финансирования руководство комбината во главе с директором

Михаилом Якушевым не может обеспечить надлежащую охрану, не может купить

контейнеры, использовать технологии, чтобы радиоактивные вещества надежно

хранились 300 лет, пока они не станут безопасными. Система по защите

населения, которая создавалась на протяжении десятилетий и была связана с

обнаружением опасных для человека предметов, оперативным сбором и вывозом,

практически разрушена. Комбинат, предоставляющий бесплатную и доступную

услугу, оказался беззащитным и никому не нужным - ни Минатому, ни

населению. Последнему сейчас не до экологии, на первом плане - забота о

хлебе насущном. А раз отходы не собираются - появляется большой риск

попадания радиоактивных источников в питьевую воду, в бассейны, в пищу.

По мнению Михаила Якушева, чтобы оградить население от подобного

риска, надо довести до современных требований систему упаковки отходов,

чтобы они в ближайшие десять лет не вызывали опасения, и построить

региональное хранилище.

Как отмечают специалисты, в цивилизованных странах сначала строят

надежное хранилище, а затем уже возводят атомные станции. Госатомнадзор дал

добро ЛАЭС на четыре года хранения отходов. Предполагается, что временная

схема хранения будет заменена. Федеральная программа предусматривает на

базе "Радона" создать региональный центр по обращению с радиоактивными

отходами. Его необходимость обусловлена еще тем, что в 2003 году истекает

сок эксплуатации первого блока ЛАЭС, и тогда снова встанет проблема

хранения и утилизации отработанного топлива. Через пять лет должно быть

выведено из эксплуатации и оборудование Института ядерной физики имени

Константинова в Гатчино.

Не следует забывать еще один немаловажный факт. Ленинградская область

имеет сухопутные и морские границы с рядом европейских стран, правительства

которых не может не волновать соседство ядерного государства, привыкшего

надеяться на русское "авось". И они тоже требуют принять соответствующие

меры.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. Ольсевич О.Я., Гудков А.А. Критика экологической критики. - М.: Мысль,

1990. - 213с.

2. Ядерная и термоядерная энергетика будущего/Под ред. Чуянова В.А. - М.:

Энергоатомиздат, 1987. - 192с.

3. Ядерный след/ Губарев В.С., Камиока И., Лаговский И.К. и др.; сост.

Малкин Г. - М.: ИздАТ, 1992. - 256с.

4. Ефимова Н. Ядерная безопасность: у кого искать защиты? / "Экономика и

время", №11 от 20 марта 1999г.