Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики в Республике Беларусь

       Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена  замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.

       Наряду  с описанным выше ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя  на быстрых нейтронах. В таких  реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа урана-235. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β^--распадов превращаются в ядра плутония по формуле  

   (1) 

       Коэффициент воспроизводства таких реакторов  достигает 1,5, т. е. на 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах [9].

       Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого  контура. Далее теплоноситель поступает  в теплообменник (парогенератор), где  нагревает до кипения воду второго  контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

       Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

       Помимо  воды, в различных реакторах в  качестве теплоносителя может применяться  также расплавленный натрий или  газ. Использование натрия позволяет  упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие  от водяного контура, давление в натриевом  контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

       Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема  на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

       В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции [9].

       Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики  общую эффективность станции. У  современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 1/3. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

       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.

       1.3 Требования к экономическим параметрам АЭС

       С экономической точки зрения ядерная  энергетика специфична. Ей свойственны, по крайней мере, две кардинальные особенности. Первая особенность связана с большой ролью капиталовложений, которые вносят основной вклад в стоимость электроэнергии. Из чего следует необходимость особо тщательно и обоснованно учитывать роль капиталовложений. Вторая определяется спецификой использования ядерного топлива, которая существенно отличается от той, что присуща обычному химическому топливу. К сожалению, до сих пор не сложилось единого мнения о том, как следует учитывать эти особенности в экономических расчетах [6, c. 76]. На примере российской ядерной энергетики можно проанализировать вышеназванные особенности с точки зрения современных особенностей производства электроэнергии.

      Несмотря  на то, что экономические проблемы ядерной энергетики были обстоятельно изложены еще в монографии, тем не менее, существовавший до середины 80-х годов оптимизм в прогнозах ее развития определялся в основном представлениями об умеренной капиталоемкости АЭС, зачастую продиктованными соображениями политического плана

      Известно, что удельные капиталовложения в  АЭС значительно выше, чем в обычные электростанции, особенно это касается АЭС с быстрыми реакторами. Это связано в первую очередь со сложностью технологической схемы АЭС:

1. Используются 2-х и даже 3-х контурные системы отвода тепла из реактора.
2. Создается специальная система гарантированного аварийного расхолаживания.
3. Предъявляются высокие требования к конструкторским материалам (ядерная чистота).
4. Изготовление оборудования и его монтаж ведутся в особо строгих, тщательно контролируемых условиях (реакторная технология).

     К тому же термический к.п.д. на используемых в настоящее время в России АЭС с тепловыми реакторами заметно  ниже, чем на обычных тепловых станциях.

     Другим  важным вопросом является то, что в  твэлах внутри реактора постоянно содержится значительное количество ядерного топлива, необходимого для создания критической массы. В некоторых публикациях, предлагается включать в капиталовложения стоимость первой загрузки ядерного топлива. Если следовать этой логике, то в капвложения следует включать не только топливо, находящееся в самом реакторе, но и занятое во внешнем топливном цикле. Для реакторов, использующих замкнутый цикл с регенерацией топлива, таких как быстрые реакторы, общее количество «замороженного» таким образом топлива может в 2-3 раза, а то и больше превышать критическую массу. Все это значительно увеличит и без того значительную составляющую капвложений и соответственно ухудшит расчетные экономические показатели АЭС [6, c. 82].

     Такой подход нельзя считать правильным. Ведь в любом производстве одни  элементы оборудования находятся в постоянной эксплуатации, а другие материальные средства службы регулярно заменяются новыми. Однако,  если этот срок не слишком велик, их стоимость не причисляют к капвложениям. Эти затраты учитываются в качестве обычных, текущих. В случае с твэлами в пользу этого свидетельствует период их использования, который не превышает нескольких месяцев.

     Для условий Беларуси конкурентоспособность ядерной энергетики может улучшиться по сравнению с обычной при условии, что стоимость продукции будет всецело зависеть и однозначно отвечать затратам на ее выработку.  

       2 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики в Республике Беларусь

             Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6, c. 96], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

1. 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.

2. 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 [3, c. 29].

       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.

       Заслуживающим интереса для условий Республики Беларусь, с учетом реалий сложившихся после чернобыльской аварии, можно считать применение АТЭЦ и их более развитых вариантов – АСТП.

       Еще в конце  70-х годов Белорусским  отделением ВНИПИ энергопрома  были проведены исследования [15], позволившие  определить основные предпосылки к применению АТЭЦ в республике:

• значительный рост и высокая концентрация тепловых нагрузок, вызванных концентрацией промышленных предприятий и развитием жилищного строительства;
• дефицит и высокая стоимость жидкого и газообразного топлива, составляющего основу топливно-энергетического баланса Беларуси;
• техническая возможность размещения АТЭЦ и создания на их базе мощных теплоснабжающих систем [3, c. 33];
• необходимость улучшения экологических условий городов за счет сокращения вредного действия энергоустановок на окружающую среду.

       Результаты  исследований тех лет показали, что  при предполагавшемся сооружении АТЭЦ в городах Минске, Гомеле и Могилеве, а также атомной конденсационной  электростанции вместо соответствующей  электростанции на привозных углях или местных сланцах в Беларуси доля ядерного горючего в топливно-энергетическом балансе республики могла бы составить 27%. Суммарный экономический эффект при замещении угля ядерным горючим составил бы 175 млн. рублей СССР в год в ценах 1979 г. [15] (что на сегодняшний день в долларах США составляет около 170 млн. $), или 6,2% от приведенных затрат в топливно-энергетический комплекс.