Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь

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.

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.

 Пароводяной реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БПВР).

Реактор аналогичен ВВЭР.

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.

Будущее ядерной  энергетики в Республике Беларусь.

2.1. Целесообразность  развития ядерной энергетики.

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. Но основным фактором, определяющим для Беларуси будущее ядерной энергетики после чернобыльской аварии, является широкое общественное мнение. После аварий на АЭС «Три-Майл-Айленд» и Чернобыльской АЭС в Беларуси появилось настороженное и скептическое отношение общественности к перспективности ядерной энергетики. Стало очевидным, что безопасность выходит за границы безопасного развития ядерной энергетики.

Тем не менее, исходя из объективных  факторов, можно утверждать, что  в условиях острейшего дефицита органических энергоносителей в Беларуси, ядерная  энергетика может рассматриваться  в качестве реальной альтернативы. Несмотря на привлекательность, широко пропагандируемой идеи использования  экологически чистых энергоносителей (солнце, ветер, геотермальные воды и т. п.), в будущем они не могут  серьезно повлиять на структуру энергобаланса  республики. К тому же эти источники  энергии вовсе не безопасны для человека. Согласно оценкам, вероятность гибели людей при производстве электричества от АЭС в 25 раз ниже, чем на ветровых, и в 10 раз ниже, чем на гелеоустановках.

Существенно также влияние экономических возможностей Беларуси и необходимости импортирования ею ядерного топлива. Хотя в республике имеется опыт создания и успешной эксплуатации для исследовательских целей действующего ядерного реактора (Институт проблем энергетики НАНБ, п. Сосны), однако после событий последовавших после чернобыльской аварии все работы в этом направлении были приостановлены, а реактор был демонтирован. Таким образом, реальная перспектива развития ядерной энергетики в Беларуси, по крайней мере, в технологическом и экономическом аспекте, может рассматриваться только в неразрывной связи с предстоящим экономическим этапом объединения Беларуси и России. С учетом этого важно учитывать тенденции, наметившиеся в ядерной энергетике России и других ядерных стран. Так в выступлении президента России на саммите тысячелетия были предложены инициативы по совершенствованию ядерной энергетики с проведением работ в рамках международной программы. В частности предлагается «… исключение из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и плутония» в «… интересах кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия». По оценкам специалистов в этом контексте подразумевается не вообще обогащенный уран или плутоний, а высокообогащенный уран с содержанием 235U 20-90% и материал, например, природный или обогащенный уран с высоким (выше 20%) содержанием плутония, то есть материалы, пригодные для использования в качестве ядерных боеприпасов. В выступлении также прозвучал тезис об «окончательном решении проблемы радиоактивных отходов». Это означает, что в перспективной крупномасштабной ядерной энергетике (такой, как, например, в рамках предстоящего экономического объединения ряда стран СНГ, включая союз России и Белоруссии) необходимо модифицировать добычу урана, ввести трансмутационный замкнутый топливный цикл и улучшить упаковку наиболее опасных нуклидов из числа отходов перед их окончательным захоронением.

2.2. 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. 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 [13], особенно это касается АЭС с быстрыми реакторами. Это связано в первую очередь  со сложностью технологической схемы  АЭС:

• Используются 2-х и даже 3-х контурные системы отвода тепла из реактора.
• Создается специальная система гарантированного аварийного расхолаживания.
• Предъявляются высокие требования к конструкторским материалам (ядерная чистота).
• 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.

Важным является также  вопрос о цене ядерного топлива. Если речь идет только об уране, то его стоимость  определяется затратами на добычу, извлечение из руды, изотопное обогащение (если таковое необходимо).

Если топливом является плутоний, который используется для быстрых  реакторов, то в общем случае следует  различать два режима: замкнутый, когда плутония достаточно для обеспечения  потребностей развивающейся энергетики, и конверсионный, когда его не хватает и наряду с ним используется 235U. Для случая конверсионного цикла  цена плутония должна определяться из сопоставления с известной ценой 235U. В любом быстром реакторе можно  использовать как плутониевое, так  и урановое топливо. Поэтому при  экономическом сопоставлении влияния  эффекта вида топлива на капитальную  составляющую стоимости электроэнергии можно исключить. Достаточно приравнять между собой лишь непосредственные затраты на топливо (топливные составляющие) в том и другом случае. По оценкам специалистов цена плутония превосходит цену 235U примерно на 30%. Для плутония это обстоятельство важно, поскольку нарабатываемый плутоний как побочный продукт приносит большой доход.

В замкнутом режиме, когда  плутония образуется достаточно для  загрузки в существующие и вновь  вводимые реакторы, необходимость в  использовании 235U отпадает. Устанавливать  какую-либо цену на плутоний не имеет смысла . Он представляет собой полуфабрикат, который замыкается внутри данной отрасли, вырабатывающей единственный конечный продукт – электроэнергию. В случае, если его нарабатывается (образуется) больше, чем нужно для обеспечения потребностей развивающейся энергетики, его можно полностью или частично использовать для других областей его потенциального применения. В этом случае цена плутония будет определяться затратами на его извлечение из твэлов.

Таким образом:

1. Размер отчислений от  капвложений в АЭС должен быть  существенно ниже применяемого  в настоящее время в России  директивного значения.

2. Стоимость первой загрузки  топлива в реактор и весь  топливный цикл в целом не  должна входить в капвложения.

3. Стоимость излишнего  плутония в установившемся замкнутом  цикле реакторов на быстрых  нейтронах определяется только  затратами на его извлечение  из отработавших твэлов. Ценность плутония в конверсионном цикле находится из сопоставления со стоимостью 235U, используемого в тех же реакторах.

4. В режиме частичной  перегрузки активной зоны при  вычислении затрат на топливо  вместо истинного срока службы  твэлов следует использовать более короткое время. В результате уменьшится эффективный рост стоимости за счет ее задержки в производстве.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Список литературы

Макаров А. А., Волкова Е. А., Браилов В. П. Долгосрочный прогноз развития ТЭК России и место ядерной энергетики в нем. Доклад на X конференции ядерного общества России “От первой в мире АЭС к атомной энергетике ХХI века». Обнинск, июнь 1999 г.

Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. – Учебник для техникумов. – М.: Энергоиздат, 1982. – 264 с., ил.

Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ВУЗов –  М.: Энергоатомиздат, 1984. – 280 с., ил.

Атомные электрические станции / Под ред. Л. М. Воронина. М.: Энергия, 1977.

Стерман Л. С. и др. Тепловые и атомные электрические станции: Учебник для ВУЗов / Л. С. Стерман, В. М. Ладыгин, С. Г. Тишин. – М.: Энергоатомиздат, 1995 – 416 с., ил.

Кащеев В. П. Ядерные энергетические установки: Учебное пособие для ВУЗов. – Мн.: Выш. шк., 1989. – 223 с.: ил.

Public Understanding of Radiation Protection Concepts. Paris, OECD/NEA, 1988. –  122 p.

Выступление Президента РФ В. В. Путина на саммите тысячелетия. Нью-Йорк, ООН, сентябрь 2000.

Пресс-релиз “Инициатива  Президента РФ по энергетическому обеспечению  устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем  нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты  Земля». Нью-Йорк, ООН, сентябрь, 2000.

Terms of Reference for the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles. Vienna: IAEA, Oct. 2000

Baradei M. El. Statement to the Forty-Fourth Regular Session of the IAEA General Conference, . Vienna: IAEA, 18 Sept. 2000.

Работнов Н. С., Ганев И. Х., Лопаткин А. В. Ядерная инициатива президента России (попытка анализа и детализации). – Атомная энергия, 2001, т.90, вып. 4, с.320-323.

Батов В. В., Корякин Ю. И. Экономика  ядерной энергетики. М.: Атомиздат, 1969.