Атомная энергетика и перспективы ее развития

Содержание

Введение 3
1. Атомная электростанция 4
1.1 Компоненты ядерного реактора 6
1.1.2 Замедлитель 7
1.1.3 Контрольные стержни 7
1.1.4 Смазочно-охлаждающая эмульсия 8
1.1.5 Сосуд под давлением или напорные трубы 8
1.1.6 Парогенератор 8
1.1.7 Защитная оболочка 9
2. Исторический обзор 10
2.1 Возникновение 10
2.2 Первый ядерный реактор 11
2.3 Ранние года 12
2.4 Развитие и раннее противостояние ядерной энергетике 14
2.5 Правила и несчастные случаи 16
2.6 Ядерный ренессанс 18
3. Будущее атомной энергетики 21
3.1 Реакторы с газовым охлаждением 23
3.2 Реакторы с водяным охлаждением 25
3.3 Реакторы с быстрым спектром 27
Заключение 30
Список использованной литературы 31

Введение
Атомная (ядерная) энергетика - это использование ядерных реакций, которые высвобождают ядерную энергию для выработки тепла, которое затем чаще всего используется в паровых турбинах для производства электроэнергии на атомной электростанции. Ядерная энергия может быть получена в результате ядерного деления, ядерного распада и реакций ядерного синтеза. В настоящее время подавляющее большинство электроэнергии из ядерной энергетики производится путем ядерного деления урана и плутония. Процессы ядерного распада используются в нишевых приложениях, таких как радиоизотопные термоэлектрические генераторы. Производство электроэнергии из термоядерной энергии остается в центре внимания международных исследований.
Гражданская ядерная энергетика поставила 2563 тераватт-часа (ТВтч) электроэнергии в 2018 году, что эквивалентно примерно 10% мирового производства электроэнергии, и была вторым по величине низкоуглеродистым источником энергии после гидроэлектроэнергии.
Ядерная энергетика имеет один из самых низких уровней смертности на единицу произведенной энергии по сравнению с другими источниками энергии.
1. Атомная электростанция
Атомная электростанция - это тепловая электростанция, в которой источником тепла является ядерный реактор. Как типично для тепловых электростанций, тепло используется для генерации пара, который приводит в движение паровую турбину, соединенную с генератором, вырабатывающим электричество. На рисунке 1 представлена примерная схема атомной электростанции.
Рисунок 1. Примерная схема атомной электростанции
По состоянию на вторую половину 2019 года в мире насчитывается 441 гражданских реактора деления с суммарной электрической мощностью 390 гигаватт (ГВт) (см. табл. 1). Кроме того, в настоящее время строится 56 ядерных энергетических реакторов и планируется построить 109 реакторов общей мощностью 60 ГВт и 120 ГВт соответственно. Соединенные Штаты имеют самый большой парк ядерных реакторов, производящих более 800 ТВтч электроэнергии с нулевыми выбросами в год со средним коэффициентом мощности 92%. Большинство строящихся реакторов являются реакторами поколения III в Азии.
Атомные электростанции обычно считаются станциями базовой загрузки, поскольку топливо составляет небольшую часть затрат на производство и потому что они не могут быть легко или быстро отправлены. Их эксплуатация, техническое обслуживание и затраты на топливо находятся на нижнем уровне спектра, что делает их пригодными в качестве поставщиков электроэнергии с базовой нагрузкой. Однако стоимость надлежащего долгосрочного хранения радиоактивных отходов является неопределенной.
Таблица 1. Атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии
Тип реактора Основная страна Число ГВт Топли-
во Охлаж-дающая жидкость Заме-длитель
PWR США, Франция, Япония, Россия, Китай, Южная Корея 299 283 Обогащёный UO2 Вода Вода
BWR США, Япония, Швеция 65 65 Обогащёный UO2 Вода Вода
Тяжелый водяной реактор под давлением Канада, Индия 48 24 Натуральный UO2 Тяжёлая вода Тяжё-лая вода
Газоохлаждае-мый реактор Велико-британия 14 8 Натуральный U (металл),Обогащенный UO2 CO2 Графит
Легководный графитовый реактор Россия 13 9 Обогащёный UO2 Вода Графит
Реактор на быстрых нейтронах Россия 2 1.4 PuO2 и UO2 Жидкий натрий ___
ИТОГО 441 390
1.1 Компоненты ядерного реактораЕсть несколько компонентов, общих для большинства типов реакторов. 1.1.1 Топливо
Уран - основное топливо. Обычно гранулы оксида урана (UO2) располагаются в трубках с образованием топливных стержней. Стержни расположены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора.
В PWR (реактор с водой под давлением) класса 1000 МВт может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами гранул.
В новом реакторе с новым топливом для запуска реакции необходим источник нейтронов. Обычно это бериллий, смешанный с полонием, радием или другим Альфа-излучателем. Альфа-частицы от распада вызывают высвобождение нейтронов из бериллия, когда он превращается в углерод-12. Перезапуск реактора с некоторым использованным топливом может не потребовать этого, так как может быть достаточно нейтронов для достижения критичности при удалении стержней управления.
1.1.2 ЗамедлительМатериал в ядре, который замедляет нейтроны, высвобождающиеся при делении, так что они вызывают больше деления. Обычно это вода, но может быть и тяжелая вода или графит.
1.1.3 Контрольные стержниОни сделаны из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны, чтобы контролировать скорость реакции или останавливать ее.
В некоторых реакторах PWR используются специальные управляющие стержни для включения ядро для поддержания низкого уровня мощности эффективно. Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в охлаждающей жидкости - его концентрация может со временем регулироваться по мере сгорания топлива. Стержни управления PWR вставляются сверху, крестообразные лопасти BWR (реактор с кипящей водой) - снизу активной зоны.
В результате деления большинство нейтронов высвобождается быстро, но некоторые задерживаются. Они имеют решающее значение для того, чтобы система с цепной реакцией (или реактор) была управляемой и чтобы ее можно было поддерживать точно критической.
1.1.4 Смазочно-охлаждающая эмульсияЖидкость, циркулирующая через ядро, чтобы передать тепло от него. В легководных реакторах замедлитель воды также выполняет функцию первичного теплоносителя. За исключением BWR, существует вторичный контур охлаждающей жидкости, в котором вода превращается в пар. PWR имеет от двух до четырех контуров первичной охлаждающей жидкости с насосами, приводимыми в действие паром или электричеством - в китайской конструкции Hualong One предусмотрено три, каждый из которых приводится в движение электродвигателем мощностью 6,6 МВт, с каждым насосным агрегатом весом 110 тонн.
1.1.5 Сосуд под давлением или напорные трубыОбычно это прочный стальной сосуд, содержащий активную зону реактора и замедлитель / охлаждающую жидкость, но это может быть серия трубок, удерживающих топливо и транспортирующих охлаждающую жидкость через окружающий замедлитель.
1.1.6 ПарогенераторЧасть системы охлаждения реакторов с водой под давлением (PWR & PHWR), где первичный теплоноситель высокого давления, доставляющий тепло из реактора, используется для производства пара для турбины во вторичном контуре. По сути, это теплообменник, такой как автомобильный радиатор. Реакторы имеют до шести «петель», каждая с парогенератором. С 1980 года более 110 реакторов PWR заменили свои парогенераторы после 20-30 лет эксплуатации, 57 из них в США.
Парогенератор представляет собой большие теплообменники для передачи тепла от одной жидкости к другой-здесь от первичного контура высокого давления в PWR к вторичному контуру, где вода превращается в пар. Каждая конструкция весит до 800 тонн и содержит от 300 до 16 000 трубок диаметром около 2 см для теплоносителя первого контура, который радиоактивен за счет азота-16 (N-16, образующийся при нейтронной бомбардировке кислородом, с периодом полураспада 7 секунд). Вторичная вода должна протекать через опорные конструкции для труб. Все это должно быть спроектировано так, чтобы трубы не вибрировали и не волновались, эксплуатировалось так, чтобы отложения не накапливались, чтобы препятствовать потоку, и поддерживалось химически, чтобы избежать коррозии.
Трубы, которые выходят из строя и протекают, закупориваются, и избыточная емкость предназначена для этого. Утечки можно обнаружить, контролируя уровень N-16 в паре, когда он покидает парогенератор.
1.1.7 Защитная оболочкаКонструкция вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, которая предназначена для защиты его от внешнего проникновения и для защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия радиации в случае любой серьезной неисправности внутри. Это обычно бетонная и стальная конструкция толщиной в метр. Новые российские и некоторые другие реакторы устанавливают устройства локализации расплава активной зоны или «ловушки активной зоны» под сосудом под давлением, чтобы улавливать любой расплавленный материал активной зоны в случае крупной аварии.
2. Исторический обзор2.1 ВозникновениеВ 1932 году физик Эрнест Резерфорд обнаружил, что когда атомы лития «расщепляются» протонами от протонного ускорителя, высвобождаются огромные количества энергии в соответствии с принципом эквивалентности массы и энергии. Однако он и другие пионеры ядерной физики Нильс Бор и Альберт Эйнштейн полагали, что использование силы атома для практических целей в любое время в ближайшем будущем маловероятно.
В том же году его докторант Джеймс Чедвик открыл нейтрон, который сразу же был признан потенциальным инструментом для ядерных экспериментов из-за отсутствия электрического заряда. Эксперименты по бомбардировке материалов нейтронами привели к тому, что Фредерик и Ирэн Жолио-Кюри обнаружили индуцированную радиоактивность в 1934 году, что позволило создать радийоподобные элементы. Дальнейшая работа Энрико Ферми в 1930-х годах была сосредоточена на использовании медленных нейтронов для повышения эффективности индуцированной радиоактивности. Эксперименты по бомбардировке урана нейтронами привели Ферми к мысли, что он создал новый трансурановый элемент, который получил название гесперия.
В 1938 году немецкие химики Отто Хан и Фриц Штрассманн, вместе с австрийским физиком Лизой Мейтнер и племянником Мейтнера, Отто Робертом Фришем, провели эксперименты с продуктами урана, облученного нейтронами, в качестве средства дальнейшего расследования утверждений Ферми. Они определили, что относительно крошечный нейтрон разделил ядро ​​массивных атомов урана на две примерно равные части, противоречащие Ферми. Это был чрезвычайно удивительный результат: все другие формы ядерного распада включали только небольшие изменения в массе ядра, тогда как этот процесс, получивший название «деление» в качестве ссылки на биологию, включал полный разрыв ядра. Многочисленные ученые, в том числе Леос Силард, который был одним из первых, признали, что, если реакции деления выделяют дополнительные нейтроны, может произойти самоподдерживающаяся ядерная цепная реакция. Как только это было экспериментально подтверждено и объявлено Фредериком Жолио-Кюри в 1939 году, ученые многих стран (включая Соединенные Штаты, Великобританию, Францию, Германию и Советский Союз) обратились к своим правительствам за поддержкой в ​​исследованиях ядерного деления, только на пороге Второй мировой войны, для разработки ядерного оружия.
2.2 Первый ядерный реакторВ Соединенных Штатах, где Ферми и Сцилард оба эмигрировали, открытие ядерной цепной реакции привело к созданию первого искусственного реактора, исследовательского реактора, известного как Чикагская куча-1, который достиг критичности 2 декабря 1942 года. Разработка реактора была частью Манхэттенского проекта, усилия союзников по созданию атомных бомб во время Второй мировой войны. Это привело к созданию более крупных промышленных реакторов специального назначения, таких как свая Х-10, для производства оружейного плутония для использования в первом ядерном оружии. Соединенные Штаты испытали первое ядерное оружие в июле 1945 года, испытание в Тринити, когда атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки были проведены через месяц.
В августе 1945 года был выпущен первый широко распространенный отчет о ядерной энергии - «The Atomic Age». Он обсудил мирное будущее использования ядерной энергии и обрисовал будущее, где ископаемое топливо останется неиспользованным. Нобелевский лауреат Гленн Сиборг, который позднее возглавлял Комиссию по атомной энергии Соединенных Штатов, заявил, что «будут ядерные шаттлы с Земли на Луну, искусственные сердечные двигатели с ядерным приводом, плутониевые бассейны с подогревом для дайверов-аквалангистов и многое другое».
В том же месяце, с окончанием войны, Сиборг и другие подадут сотни первоначально классифицированных патентов, в частности, патент Юджина Вигнера и Элвина Вайнберга № 2736696, на концептуальный легководный реактор (LWR), который впоследствии станет основной реактор Соединенных Штатов для морских силовых установок, а затем они занимают большую часть коммерческого электрического деления.
Великобритания, Канада, и СССР приступили к исследованиям и развитию ядерной энергетики в конце 1940-х и начале 1950-х годов.
Впервые электричество было выработано ядерным реактором 20 декабря 1951 года на экспериментальной станции EBR-I вблизи Арко, штат Айдахо, которая первоначально вырабатывала около 100 кВт. В 1953 году американский президент Дуайт Эйзенхауэр выступил с речью «Атом для мира» в Организации Объединенных Наций, подчеркнув необходимость быстрого развития «мирного» использования ядерной энергии. За этим последовал Закон об атомной энергии 1954 года, который позволил быстро рассекречивать технологии реакторов в США и способствовал развитию частного сектора.
2.3 Ранние годаПервой организацией, разработавшей ядерную энергетику, был военно-морской флот США с реактором S1W, предназначенным для приведения в действие подводных лодок и авианосцев. Первая атомная подводная лодка, USS Nautilus, была спущена на воду в январе 1954 года. Траектория проектирования гражданского реактора находилась под сильным влиянием адмирала Хаймана Дж. Риковера, который, когда Вайнберг был близким советником, выбрал конструкцию PWR / реактора с водой под давлением в форме реактора на 10 МВт для Nautilus, решение, которое приведет к тому, что PWR получит правительственное обязательство развивать, инженерное руководство, которое приведет к долгосрочному влиянию на гражданский рынок электроэнергии в ближайшие годы. Сообщество по проектированию и эксплуатации ядерных сил ВМС США под руководством Риковера ведет постоянный учет аварий с нулевыми реакторами (определяемых как неконтролируемый выброс продуктов деления в окружающую среду в результате повреждения активной зоны реактора).
27 июня 1954 года Обнинская атомная электростанция СССР, созданная на основе того, что станет прототипом конструкции реактора РБМК, стала первой в мире атомной электростанцией, которая будет вырабатывать электроэнергию для электрической сети, вырабатывая около 5 мегаватт электроэнергии.
17 июля 1955 года реактор BORAX III, прототип для более поздних реакторов с кипящей водой, стал первым, кто вырабатывал электроэнергию для всего сообщества, города Арко, штат Айдахо. Организация Объединенных Наций представила киносъемку с демонстрацией поставки около 2 мегаватт (2 МВт) электроэнергии, где на «Первой Женевской конференции», крупнейшей в мире встрече ученых и инженеров, собрались изучить технологии в этом году. В 1957 году EURATOM был создан вместе с Европейским экономическим сообществом (последнее - теперь Европейский союз). В том же году также открылось Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ).
Первая в мире «коммерческая атомная электростанция», Calder Hall в Уиндскейле, Англия, была открыта в 1956 году с начальной мощностью 50 МВт на реактор (всего 200 МВт), она была первой из парка реакторы двойного назначения MAGNOX, хотя UKAEA официально называет их PIPPA (мощность производства свай под давлением и плутоний) для обозначения двойной коммерческой и военной роли завода.
Программа атомной энергетики армии США официально началась в 1954 году. Под ее управлением SM-1 мощностью 2 мегаватта в Форт-Бельвуар, штат Вирджиния, первым в Соединенных Штатах Америки поставил электроэнергию в промышленных мощностях для коммерческой сети (VEPCO), в апреле 1957 года.
Первой коммерческой ядерной станцией, которая начала действовать в Соединенных Штатах, был реактор Shippingport 60 МВт (Пенсильвания), в декабре 1957 года.
SL-1 мощностью 3 МВт представлял собой экспериментальный ядерный энергетический реактор армии США на Национальной испытательной станции для реакторов в Национальной лаборатории штата Айдахо. Он был основан на конструкции реактора с кипящей водой Borax (BWR), и в 1958 году он впервые достиг эксплуатационной критичности и подключения к энергосистеме. По неизвестным причинам в 1961 году техник снял управляющий стержень примерно на 22 дюйма дальше, чем предписанные 4 дюйма. Это привело к паровому взрыву, который убил трех членов экипажа и вызвал обвал. Событие в итоге было оценено как 4 по семиуровневой шкале INES.
Находясь на вооружении с 1963 года и использовавшийся в качестве экспериментального испытательного стенда для более позднего подводного флота класса «Альфа», один из двух реакторов с жидкометаллическим теплом на борту советской подводной лодки К-27 попал в аварию из-за отказа топливного элемента в 1968 году с выбросом газообразных продуктов деления в окружающий воздух, в результате чего погибло 9 человек и 83 получили ранения.
2.4 Развитие и раннее противостояние ядерной энергетикеОбщая глобальная установленная ядерная мощность первоначально росла относительно быстро, увеличившись с менее чем 1 гигаватт (ГВт) в 1960 году до 100 ГВт в конце 1970-х годов и до 300 ГВт в конце 1980-х годов. С конца 1980-х годов мировая мощность росла гораздо медленнее, достигнув 366 ГВт в 2005 году. В период с 1970 по 1990 годы строилась более 50 ГВт (пиковая мощность более 150 ГВт в конце 1970-х и начале 1980-х годов) - в 2005 году запланировано около 25 ГВт новой мощности. Более двух третей всех атомных станций, заказанных после января 1970 года, были в конечном итоге отменены. В общей сложности 63 ядерных блока были отменены в Соединенных Штатах в период между 1975 и 1980 годами.
В 1972 году администрация Никсона уволила со своего места работы в Национальной лаборатории Ок-Риджа Элвин Вайнберг, соавтор конструкции легководного реактора (наиболее распространенных на сегодняшний день ядерных реакторов),
В течение 1970-х и 1980-х годов растущие экономические затраты (связанные с увеличением сроков строительства, в основном из-за изменений в законодательстве и судебных разбирательств по группам давления) и падение цен на ископаемое топливо сделали атомные электростанции менее привлекательными. В 1980-х годах в США и в 1990-х годах в Европе рост плоских электрических сетей и либерализация электричества также сделали экономически непривлекательным добавление крупных новых генераторов энергии с базовой нагрузкой.
Нефтяной кризис 1973 года оказал значительное влияние на такие страны, как Франция и Япония, которые в большей степени полагались на нефть для выработки электроэнергии (39% и 73% соответственно) для инвестиций в ядерную энергетику. Французский план, известный как план Мессмера, предусматривал полную независимость от нефти, предусматривающую строительство 80 реакторов к 1985 году и 170 к 2000 году. Франция построит 25 электростанций деления, установив 56 реакторов, в основном PWR, в течение следующих 15 лет, хотя в 1990-х годах были исключены 100 реакторов, которые были первоначально намечены в 1973 году. В 2018 году 72% французской электроэнергии было произведено 58 реакторами, что является самым высоким показателем среди всех стран мира.
Некоторая местная оппозиция ядерной энергии возникла в США в начале 1960-х годов, начиная с предполагаемой станции Бодега-Бэй в Калифорнии, в 1958 году, что вызвало конфликт с местными жителями, и к 1964 году эта концепция была в конечном счете заброшена. В конце 1960-х некоторые представители научного сообщества начали выражать острую обеспокоенность. Эти антиядерные проблемы связаны с ядерными авариями, распространением ядерного оружия, ядерным терроризмом и захоронением радиоактивных отходов. В начале 1970-х были большие протесты по поводу предполагаемой атомной электростанции в Виле, Германия. Проект был отменен в 1975 году благодаря антиядерному успеху в Вайле, который вдохновил оппозицию ядерной энергии в других частях Европы и Северной Америки. К середине 1970-х годов антиядерная активность приобрела более широкую привлекательность и влияние, и ядерная энергетика стала предметом массового общественного протеста. В некоторых странах конфликт ядерной энергетики "достиг беспрецедентной интенсивности в истории технологических противоречий". В мае 1979 года около 70 000 человек, включая тогдашнего губернатора Калифорнии Джерри Брауна, посетили марш против ядерной энергетики в Вашингтоне, округ Колумбия. Антиядерные энергетические группы возникли в каждой стране, в которой была ядерно-энергетическая программа.
Во всем мире в течение 1980-х годов один новый ядерный реактор запускался в среднем каждые 17 дней.
2.5 Правила и несчастные случаиВ начале 1970-х годов возросшая общественная враждебность к ядерной энергии в Соединенных Штатах вынудила Комиссию по атомной энергии США, а затем и Комиссию по ядерному регулированию удлинить процесс закупок лицензий, ужесточить инженерные регламенты и повысить требования к оборудованию безопасности. Вместе с относительно небольшим процентным увеличением общего количества стали, трубопроводов, кабелей и бетона на единицу установленной мощности, указанной на паспортной табличке, более заметные изменения в регулирующем цикле открытых общественных слушаний по выдаче строительных лицензий дали эффект того, что когда-то это были первые 16 месяцев для начала проекта до заливки первого бетона в 1967 году, который увеличился до 32 месяцев в 1972 году и, наконец, до 54 месяцев в 1980 году, что в конечном итоге увеличило в четыре раза цену на энергетические реакторы.
Уже замедление темпов нового строительства наряду с остановкой в ​​1980-х годах двух существующих демонстрационных атомных электростанций в долине Теннесси, Соединенные Штаты, когда они не могли экономически соответствовать новым ужесточенным стандартам СРН, переключили производство электроэнергии на угольных электростанциях. В 1977 году, после первого нефтяного шока, президент США Джимми Картер выступил с речью, назвав энергетический кризис «моральным эквивалентом войны» и заметно поддержав ядерную энергетику. Тем не менее, ядерная энергетика не может конкурировать с дешевыми нефтью и газом, особенно после того, как общественная оппозиция и законодательные барьеры сделали новую ядерную энергию непомерно дорогой.
В 2006 году Брукингский институт, общественно-политическая организация, заявил, что новые ядерные блоки не были построены в Соединенных Штатах из-за низкого спроса на электроэнергию, потенциальных перерасходов на ядерные реакторы из-за проблем регулирования и связанных с этим задержек в строительстве.
В 1982 году на фоне продолжающихся акций протеста, направленных на строительство первого во Франции промышленного реактора-размножителя, один из членов Швейцарской партии зеленых выпустил пять гранатометов РПГ-7 по все еще строящемуся защитному сооружению реактора Суперфеникс. Две гранаты попали и нанесли небольшой урон железобетонной внешней оболочке. Это был первый раз, когда протесты достигли таких высот. После изучения поверхностных повреждений прототип быстрого реактора-размножителя был запущен и работал более десяти лет.
По мнению некоторых комментаторов, чернобыльская катастрофа 1986 года сыграла важную роль в сокращении числа новых заводов во многих других странах:
По мнению некоторых комментаторов, чернобыльская катастрофа 1986 года сыграла важную роль в сокращении числа новых заводов во многих других странах.
Всемирная ассоциация ядерных операторов (ВАО АЭС) была создана в качестве прямого результата аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году. Организация была создана с целью поделиться и развить принятие культуры, технологии и сообщества ядерной безопасности, где раньше была атмосфера секретности холодной войны.
Многочисленные страны, в том числе Австрия (1978 г.), Швеция (1980 г.) и Италия (1987 г.) (находящиеся под влиянием Чернобыля), проголосовали на референдумах за противодействие или прекращение использования ядерной энергии.
2.6 Ядерный ренессансВ начале 2000-х годов атомная отрасль ожидала возрождения атомной энергетики, роста строительства новых реакторов из-за опасений по поводу выбросов углекислого газа. Тем не менее, в 2009 году Петтери Тийппана, директор подразделения атомной электростанции STUK, сказал Би-би-си, что трудно поставить проект реактора поколения III в срок, потому что строители не привыкли работать в соответствии со строгими стандартами, требуемыми на площадках для строительства атомных станций, так как в последние годы было построено так мало новых реакторов. На приведённом рисунке 2 показан исторический обзор статистики строительства атомных электростанций.
right162Рисунок 2. Исторический обзор статистики строительства атомных электростанций
В 2018 году исследование Энергетической инициативы Массачусетского технологического института о будущем ядерной энергии пришло к выводу, что наряду с убедительным предложением, чтобы правительство оказало финансовую поддержку разработке и демонстрации ядерных технологий нового поколения IV, для начала всемирного возрождения, необходима глобальная стандартизация правил с переходом к серийному производству стандартизированных узлов, схожих с другой сложной инженерной областью авиации и авиации. В настоящее время для каждой страны характерно требовать внесения индивидуальных изменений в конструкцию, чтобы удовлетворить различные национальные регулирующие органы, часто в интересах отечественных фирм-поставщиков. Далее в отчете отмечается, что наиболее экономически эффективные проекты были построены с несколькими (до шести) реакторами на площадку с использованием стандартизированной конструкции, при этом одни и те же поставщики компонентов и строительные бригады работают над каждым блоком в непрерывном рабочем процессе.
3. Будущее атомной энергетики
На рисунке 3 показано распределение добытой энергии в зависимости от источников на 2015 год.
Рисунок 3. Мировая выработка электроэнергии по источникам (2015)
Разработчики новых ядерных систем применяют новые 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 шагов. Во-вторых, они оценивают системы с точки зрения их устойчивости, удовлетворяя нынешние потребности, не ставя под угрозу способность будущих поколений процветать. Это стратегия, которая помогает осветить связь между поставками энергии и потребностями окружающей среды и общества. Этот акцент на устойчивости может привести к разработке продуктов, полученных из ядерной энергии, помимо электрической энергии, таких как водородное топливо для транспорта. Он также способствует изучению альтернативных конструкций реакторов и процессов переработки ядерного топлива, которые могут привести к значительному сокращению отходов при одновременном извлечении большего количества энергии, содержащейся в уране.
Эксперты полагают, что широкомасштабное внедрение ядерно-энергетических технологий дает существенные преимущества по сравнению с другими источниками энергии, но при этом сталкивается с серьезными проблемами, связанными с наилучшим способом обеспечения их соответствия будущему.
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. «Поколение IV» относится к широкому разделению ядерных конструкций. на четыре категории: ранние прототипы реакторов (поколение I), современные крупные атомные электростанции на центральной станции (поколение II), современные легководные реакторы и другие системы с присущими им функциями безопасности, которые были разработаны в последние годы (поколение III), и системы следующего поколения, которые будут спроектированы и построены через два десятилетия (Поколение IV) [см. вставку на противоположной странице]. К 2000 году международный интерес к проекту «Поколение IV» привел к созданию коалиции из девяти стран, в которую входят Аргентина, Бразилия, Канада, Франция, Япония, Южная Африка, Южная Корея, Великобритания и США. Страны-участницы разрабатывают и сотрудничают в проведении исследований и развитие будущих ядерно-энергетических систем.
Хотя программа «Поколение IV» исследует широкий спектр новых систем, несколько примеров служат для иллюстрации широких подходов, которые разработчики реакторов разрабатывают для достижения своих целей. Эти системы следующего поколения основаны на трех основных классах реакторов: с газовым охлаждением, водяным охлаждением и быстродействующим спектром.
3.1 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 их применение ограничено. Особенно интересная перспектива, известная как модульный реактор с галькой, обладает многими конструктивными особенностями, которые способствуют достижению целей поколения IV. Эта система с газовым охлаждением разрабатывается инженерами из Китая, Южной Африки и США.
Конструкция реактора с галечным слоем основана на фундаментальном топливном элементе, называемом галькой, который представляет собой графитовую сферу размером с бильярдный шар, содержащую около 15 000 частиц оксида урана с диаметром семян мака. Каждый из равномерно диспергированных частиц имеет несколько покрытий высокой плотности. Один из слоев, состоящий из прочной керамики из карбида кремния, служит сосудом под давлением для удержания продуктов ядерного деления во время работы реактора или случайных температурных отклонений. Около 330 000 таких сферических топливных камешков помещены в металлический сосуд, окруженный щитом из графитовых блоков. Кроме того, в ядро ​​загружено до 100 000 графитовых камушков без топлива, которые формируют распределение мощности и температуры за счет разнесения раскаленных камешков.
Жаростойкие огнеупорные материалы используются по всему ядру, чтобы позволить системе с галькой и слоем работать намного горячее, чем температуры 300 градусов по Цельсию, которые обычно производятся в современных конструкциях с водяным охлаждением (поколение II). Рабочая жидкость гелия, выходящая из активной зоны при температуре 900 ° C, подается непосредственно в систему газовой турбины / генератора, которая вырабатывает электроэнергию со сравнительно высоким 40-процентным уровнем теплового КПД, что на четверть лучше, чем у современных легководных реакторов.
Сравнительно небольшой размер и общая простота конструкций реакторов с галечным слоем увеличивают их экономическую осуществимость. Каждый силовой модуль, вырабатывающий 120 мегаватт электрической мощности, может быть развернут на единицу в одну десятую от размера современных станций центральной станции, что позволяет разрабатывать более гибкие, скромные 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 блоках всего около двух десятков основных подсистем станции, по сравнению с около 200 в легководных реакторах. Важно отметить, что эксплуатация этих установок может быть расширена до температурного диапазона, который делает возможным производство водорода с низким уровнем выбросов из воды или других видов сырья для использования в топливных элементах и ​​транспортных двигателях, работающих на чистом топливе.
Эти реакторы следующего поколения также включают в себя несколько важных функций безопасности. Являясь благородным газом, охлаждающая жидкость гелия не вступает в реакцию с другими материалами даже при высоких температурах. Кроме того, поскольку тепловыделяющие элементы и активная зона реактора изготовлены из огнеупорных материалов, они не могут плавиться и будут разлагаться только при экстремально высоких температурах, возникающих при авариях (более 1600 градусов Цельсия), что обеспечивает значительный запас эксплуатационной безопасности.
Тем не менее, другие непрерывные преимущества безопасности обеспечиваются благодаря непрерывной заправке активной зоны: во время работы одна галька удаляется из нижней части активной зоны примерно раз в минуту, когда на место устанавливается замена. Таким образом, все камешки постепенно движутся вниз по сердцевине, как жевательные резинки в дозирующей машине, на что уходит около шести месяцев. Эта особенность означает, что система содержит оптимальное количество топлива для работы с небольшой дополнительной реактивной способностью. Это исключает целый класс аварий с избыточной реактивностью, которые могут происходить в современных водоохлаждаемых реакторах. Кроме того, устойчивое движение гальки по районам с высокой и низкой производительностью электроэнергии означает, что каждый из них в среднем испытывает менее экстремальные условия эксплуатации, чем фиксированные конфигурации топлива, что снова увеличивает запас прочности устройства. После использования отработанные камешки должны быть помещены в хранилища для долгосрочного хранения, так же, как сегодня обрабатываются использованные топливные стержни.
3.2 Реакторы с водяным охлаждениемДаже стандартная технология ядерных реакторов с водяным охлаждением имеет новый взгляд на будущее. Стремясь преодолеть возможность аварий в результате потери теплоносителя и упростить общую установку, возник новый класс систем поколения IV, в котором все основные компоненты содержатся в одном сосуде. Американская конструкция в этом классе - это концепция инновационного и безопасного международного реактора (IRIS), разработанная Westinghouse Electric.
Размещение всей системы охлаждающей жидкости внутри устойчивой к повреждениям емкости высокого давления означает, что основная система не может понести значительную потерю охлаждающей жидкости, даже если одна из ее больших труб сломается. Поскольку сосуд под давлением не позволяет жидкости вытекать, любая последующая авария ограничивается гораздо более умеренным падением давления, чем могло случиться в предыдущих конструкциях.
Чтобы выполнить эту компактную конфигурацию, в эти реакторы включено несколько важных упрощений. Подсистемы внутри сосуда сгруппированы для обеспечения пассивной передачи тепла за счет естественной циркуляции во время аварий. Кроме того, управляющие стержни приводов расположены в корпусе, что исключает вероятность их выброса из активной зоны. Эти блоки также могут быть скомпонованы в виде небольших модулей питания, что позволяет более гибко и недорогое развертывание.
Разработчики этих реакторов также изучают потенциал действующих установок при высокой температуре и давлении (более 374 градусов Цельсия и 221 атмосфере), состоянии, известном как критическая точка воды, при которой размывается различие между жидкостью и паром. Помимо критической точки, вода ведет себя как непрерывная жидкость с исключительной удельной теплоемкостью (теплоаккумулирующая способность) и превосходными теплообменными свойствами (теплопроводность). Он также не кипит при нагревании или испарении, если подвергается быстрой разгерметизации. Основным преимуществом работы выше критической точки являе