Проблемы развития ядерной энергетики

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.  Цепной  ядерной  реакцией  не

происходит,  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. [Титаева Н. А. Ядерная геохимия. М.: Изд-во МГУ, 1992., c.99]  

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 уран-235 составляет 700 кг. Это соответствует 2

млн тонн угля.[//potential.org.ru] Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного количества неприкосновенного запаса угля. Ни один килограмм 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 по  сравнению  с  реакторами  на  тепловых  нейтронах  (при  заданных размерах  реактора).  Это  объясняется  тем,  что   быстрые   нейтроны   при взаимодействии со средой оказываются  более  "инертными",  чем  тепловые.  В

частности, вероятность  вызвать  деление  атома  топлива  (на  единицы  длины

пути) для них  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, необходимо повышать мощность,  развиваемую

при заданных размерах реактора. В таком  случае  количество  "замороженного"  

топлива на единицу  мощности будет уменьшаться. Достижение высокой  плотности

тепловыделения  в реакторе на быстрых нейтронах  и явилось главной задачей новых электростанций. Следует заметить, 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. Вопрос заключается  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 еще и тем, что для теплоотвода из  реактора на быстрых нейтронах такой привычный  и  хорошо  освоенный  теплоноситель, как обычная вода, не подходит в силу своих ядерных свойств. Она, как известно, замедляет нейтроны и, следовательно, понижает  коэффициент  воспроизводства. Газовые теплоносители (гелий и др.) обладают в данном случае приемлемыми ядерными параметрами. Однако, требования интенсивного теплоотвода приводят к необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 1,5(107  Па), что вызывает соответствующие 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

серьезные опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействии

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 дорогостоящий  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

увеличения количество топлива вообще 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 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 выгорает в несколько раз меньшая доля заложенного топлива,  чем  в

реакторах на тепловых нейтронах.  Это  приводит  к  необходимости  увеличить

регенерацию  ядерного  топлива  в  реакторах   на   быстрых   нейтронах.   В

экономическом отношении это даст заметный проигрыш. [www.polar.mephi.ru/7; стр. 60-75]. 
 
 

Проблемы безопасности 

     Чернобыльская катастрофа и другие аварии ядерных реакторов в 1970-е  и

1980-е  годы,  помимо  прочего,  ясно  показали,  что  такие  аварии   часто

непредсказуемы. Например, в Чернобыле реактор 4-го энергоблока был серьезно

поврежден в результате  резкого  скачка  мощности,  возникшего  во   время

планового его  выключения.  Реактор  находился в бетонной  оболочке  и был

оборудован  системой  аварийного  расхолаживания  и   другими   современными

системами безопасности, и  трудно  было  предположить,  что  при  выключении

реактора может  произойти резкий  скачок  мощности  и  газообразный  водород,

образовавшийся в реакторе  после  такого  скачка,  смешавшись  с  воздухом,

взорвется так, что разрушит здание реактора.  В  результате аварии  погибло

более 30 человек, более  200000  человек  в  Киевской  и  соседних  областях

получили большие  дозы радиации, был заражен  источник  водоснабжения Киева.

На севере от места катастрофы – прямо на пути облака радиации  – находились

обширные Припятские болота, имеющие жизненно важное  значение  для  экологии

Беларуси, Украины  и западной части России.[//ruatom.ru/50let/index6.html]

    В   Соединенных  Штатах  предприятия,  занимающиеся   строительством   и

эксплуатацией ядерных  реакторов,  тоже  столкнулись  с  множеством  проблем

безопасности, что  замедляло строительство, заставляя вносить многочисленные 

изменения в  проектные показатели и эксплуатационные нормативы,  и  приводило

к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии.  По-видимому,  было  два

основных источника  этих трудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта

в этой новой  отрасли  энергетики.  Другой  – развитие  технологии  ядерных реакторов, в ходе, которого возникали новые проблемы. Но остаются  и старые, такие, как коррозия  труб  парогенераторов  и  растрескивание  трубопроводов

кипящих реакторов. Не  решены  до  конца  и  другие  проблемы  безопасности,

например, повреждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя.[//ruatom.ru/50let/index4.html]

   Для ядерной энергетики в мире разработана шкала событий (INES). Она содержит два раздела.  
Происшествия:  
- незначительные происшествия;  
- происшествия средней тяжести;  
- серьезные происшествия.  
Аварии:

- авария в пределах АЭС;  
- авария с риском для окружающей среды;  
- тяжелая авария;  
- глобальная авария. [//potential.org.ru] 

Проблемы переработки и захоронения ядерных отходов

Одна из труднейших и пока не решенных проблем атомной  энергетики - радиоактивные отходы (РАО) – носители радионуклидов и, следовательно, вредного излучения. Они делятся по фазовому состоянию на жидкие (ЖРАО), твердые (ТРАО) и газообразные (ГРАО), а по интенсивности излучения на сильно-, средне и слаборадиоактивные. К настоящему времени разработаны технологии улавливания радиоактивных аэрозолей в ГРАО, очистки от радиоактивности ЖРАО, сбора и хранения ТРАО. Но реальное положение не столь благополучно. Так получилось,  

что ввод в действие новых АЭС не сопровождался строительством достаточных объемов станционных  и региональных хранилищ жидких и особенно твердых РАО. Поэтому АЭС, особенно введенные в эксплуатацию первыми, испытывают дефицит в хранилищах РАО и отработавшего топлива.