Тенденции изменения структуры энергопотребления

 

На территории России, где проживает всего лишь 1/40 населения Земли, сосредоточено около трети всех энергоресурсов планеты (природного газа – 45% мировых запасов, нефти – 13%, угля – 23%, урана – 14%). В таблице 2.1 приведены основные показатели топливно-энергетического баланса России (здесь и в данном учебном пособии в целом использованы материалы разработки ЕС-2020 [8, 38, 44]).

 

Таблица 2.1. Основные показатели топливно-энергетического баланса России

 

Показатель	2000 г. (фактически)	2020 г. (прогноз)	2020 г. в % к 2000 г.
Добыча угля, млн т	258	430	167
Добыча нефти, млн т	323	360	111
Добыча природного газа, млрд м3	584	700	120
Производство электроэнергии на ГЭС, млрд кВт∙ч	165	200	121
Производство электроэнергии на АЭС, млрд кВт∙ч	131	340	260
Использование нетрадиционных возобновляемых энергоресурсов, млн тут	2	20	1000

 

В этой таблице прогнозные данные, относящиеся к 2020 году, основаны на так называемом «оптимистическом» (стратегическом) сценарии развития российской экономики (в отличие от «инерционного» варианта, учитывающего возникновение возможных неблагоприятных условий и, вследствие этого, сниженные темпы роста).

Таким образом, за период с 2000 по 2020 год в нашей стране ожидается существенное изменение структуры энергопотребления - доля природного газа в производстве первичных топливно-энергетических ресурсов может уменьшиться с 48 до 42%, а доля угля и атомной энергии возрасти с 12 до 16 и с 2,8 до 5,2% соответственно.

Особое внимание при разработке ЕС-2020 уделялось вопросам энергосбережения. Резервы здесь очень значительны. Энергоемкость нашей экономики (т.е. удельный расход энергии на единицу валового внутреннего продукта) более чем в 2 раза превосходит этот показатель для США, а сопоставление со странами Западной Европы и с Японией дает еще бóльшую разницу.   

 

 

 

3. РОЛЬ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

В ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОМ БАЛАНСЕ

 

К началу XXI века доля ядерной энергии во всем энергопотреблении человечества составила примерно 6%. По прогнозам Мирового энергетического совета (МИРЭС) к середине текущего столетия она может достигнуть 10%.

В то же время доля АЭС в мировом производстве электрической энергии уже к 2000 году была существенно выше – около 17%, что обеспечивалось работой нескольких сотен ядерных энергетических реакторов общей мощностью примерно 350 ГВт. При этом для Западной Европы вышеназванный показатель составлял более 40%, Северной Америки – около 20%, Японии – более одной трети. Лидирующее положение в данном отношении занимает Франция, где на долю АЭС приходится более 70% суммарного производства электроэнергии в стране.

В последнее десятилетие новые энергоблоки с ядерными реакторами появились в Словакии, Чехии, Франции, Индии, Южной Корее и некоторых других странах.

В России в настоящее время работают 10 атомных электростанций, на которых эксплуатируются 30 энергоблоков, в том числе 14 с реакторами типа ВВЭР и 11 с РБМК. Суммарная установленная электрическая мощность  российских АЭС превышает 22 ГВт (таблица 3.1).

В 80-е годы прошлого столетия атомная энергетика динамично развивалась, и мощности АЭС в нашей стране возрастали в среднем на 2,5 ГВт в год. К началу 90-х годов имелось около 30 выбранных площадок для строительства новых энергоблоков, из них на 13 площадках уже был создан строительный задел.

Начавшийся затем кризис в экономике привел к тому, что за пуском в 1993 г. четвертого энергоблока Балаковской АЭС последовал восьмилетний перерыв в наращивании мощностей отечественной атомной энергетики, и только в 2001 г. был введен в эксплуатацию следующий новый объект – блок №1 с реактором ВВЭР-1000 на Ростовской АЭС.

Строительство этого энергоблока начато в 1979 г., но прекращено в 1990 г. при 90%-ной строительной готовности. Расконсервация осуществлена в 2000 г., а в следующем году блок был введен в эксплуатацию и открыт титул  на  строительство  второго  энергоблока,  где  ранее   уже   был  создан

 

Таблица 3.1. Российские атомные электростанции [3, 4]

 

№ п/п	Название АЭС	Номер энерго- блока	Тип реактора (поколение энергоблока)	Электрическая мощность (брутто), МВт	Год ввода
1	Нововоронежская	3	ВВЭР-440 (I)	417	1971
		4	ВВЭР-440 (I)	417	1972
		5	ВВЭР-1000 (II)	1000	1980
2	Кольская	1	ВВЭР-440 (I)	440	1973
		2	ВВЭР-440 (I)	440	1974
		3	ВВЭР-440 (II)	440	1981
		4	ВВЭР-440 (II)	440	1984
3	Ленинградская	1	РБМК-1000 (I)	1000	1973
		2	РБМК-1000 (I)	1000	1975
		3	РБМК-1000 (II)	1000	1979
		4	РБМК-1000 (II)	1000	1981
4	Билибинская	1	ЭГП-6 (I)	12	1974
		2	ЭГП-6 (I)	12	1974
		3	ЭГП-6 (I)	12	1975
		4	ЭГП-6 (I)	12	1976
5	Курская	1	РБМК-1000 (I)	1000	1976
		2	РБМК-1000 (I)	1000	1979
		3	РБМК-1000 (II)	1000	1983
		4	РБМК-1000 (II)	1000	1985
6	Белоярская	3	БН-600 (II)	600	1980
7	Смоленская	1	РБМК-1000 (II)	1000	1982
		2	РБМК-1000 (II)	1000	1985
		3	РБМК-1000 (II)	1000	1990
8	Калининская	1	ВВЭР-1000 (II)	1000	1984
		2	ВВЭР-1000 (II)	1000	1986
9	Балаковская	1	ВВЭР-1000 (II)	1000	1985
		2	ВВЭР-1000 (II)	1000	1987
		3	ВВЭР-1000 (II)	1000	1988
		4	ВВЭР-1000 (II)	1000	1993
10	Ростовская	1	ВВЭР-1000 (II)	1000	2001

 

строительный задел. Суммарная проектная мощность Ростовской АЭС – 4000 МВт.

Имеется еще две площадки с высокой степенью готовности, на которых заканчивается строительство энергоблоков №3 Калининской и №5 Курской АЭС. Среднюю степень готовности имеет площадка для сооружения энергоблока №5 Балаковской АЭС.

До начала 90-х годов было начато, но затем остановлено (в основном по социально-политическим причинам) строительство целого ряда атомных энергоблоков, в том числе на Татарской и Башкирской АЭС.

В 1998 г. Правительством РФ была утверждена программа развития атомной энергетики России на период до 2010 г., в соответствии с которой намечается достигнуть к этому сроку суммарной мощности АЭС 27,6-29,2 ГВт и годовой выработки электроэнергии 150-170 млрд кВт·ч (в 1999 г. было произведено 120 млрд кВт·ч).

В мае 2000 г. российским Правительством была одобрена стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI века. К 2020 г. мощности АЭС могут достигнуть 40-45 ГВт, а производство электроэнергии – 220-250 млрд кВт·ч в год, что составит 20-30% суммарной выработки в РФ, причем в европейской части России – до 25-40% (в 1999 г. доля АЭС составляла 14,4% по стране в целом, в европейской части – 22%, в Поволжье – 23%).

При «оптимистическом» (т.е. наиболее благоприятном) сценарии развития атомной энергетики возможно достижение еще более высоких показателей (см. табл. 2.1).

Поставки электроэнергии от АЭС на ФОРЭМ (федеральный оптовый рынок энергии и мощности) уже к началу текущего столетия достигли 40% объема этого рынка, и примерно столько же составляет доля атомной энергетики в российском экспорте электрической энергии.

Из таблицы 3.1 видно, что все работающие в настоящее время энергоблоки делятся на две группы:

а) блоки первого поколения, спроектированные и построенные до появления основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики;

б) блоки второго поколения, соответствующие нормативным требованиям по безопасности, введенным в 1982 и 1988 гг.

 

 

Сейчас энергоблоки первого поколения один за другим заканчивают выработку своего 30-летнего проектного ресурса. Для рассмотрения вопроса о продлении срока их эксплуатации на 5-10, а в отдельных случаях и на большее количество лет, необходима замена части оборудования и проведение работ по повышению безопасности АЭС.

В самой ближайшей перспективе стоит задача возведения головных энергоблоков АЭС третьего поколения повышенной безопасности. Для них имеется уже лицензированный в Госатомнадзоре РФ проект АЭС-92 с реакторной установкой В-392, включающей усовершенствованный реактор ВВЭР-1000 нового поколения. На основе данного проекта начато строительство энергоблока №1 Нововоронежской АЭС-2, а также энергоблоков на АЭС «Куданкулам» в Индии.

Ведется проектирование реакторной установки третьего поколения с реактором ВВЭР-1500, и Минатомом России принято решение о целесообразности ввода в 2012 г. головного блока этой серии.

Предполагается, что наращивание мощностей российской атомной энергетики будет основано именно на этих двух типах реакторов.

В настоящее время возможности отечественного энергомашиностроения позволяют обеспечить ввод новых мощностей АЭС с ВВЭР-1000 в объеме до 4 ГВт в год. Сооружение новых энергоблоков осуществляется или планируется не только на территории России, но и в ряде зарубежных стран (Китай, Индия, Иран).

Если говорить в целом о перспективах использования ядерных энергоисточников, то в ближайшие несколько десятилетий их роль, думается, будет неуклонно возрастать, что видно на примере быстро развивающихся государств Азии - в первую очередь, Китая и Индии. Бурный рост энергопотребления в этих и других развивающихся странах, а также прогнозируемое общее удвоение населения Земли в первой половине XXI века может привести к увеличению потребности человечества в электроэнергии за эти 50 лет на 100-200%, что означает возрастание электрогенерирующих мощностей до 4-6 тыс. ГВт.

За счет каких источников первичной природной энергии возможно удовлетворение таких потребностей?

Рассчитывать на традиционные виды углеводородного топлива (уголь, нефть, газ) вряд ли стоит – как по причине ограниченности их запасов, так и вследствие экологических ограничений.

Как уже было показано в данном учебном пособии, различные виды возобновляемых энергоресурсов (и традиционных, и нетрадиционных) также не могут в настоящее время рассматриваться в качестве масштабных и конкурентоспособных источников энергоснабжения – в силу присущих им недостатков и ограничений.   

Большие надежды возлагаются на управляемый термоядерный синтез, который считается практически неисчерпаемым источником энергии для человечества. Однако, по мнению наиболее авторитетных ученых, в частности, академика Е.П. Велихова, практически значимые результаты в этой области могут ожидаться только к середине текущего столетия.  

Все это говорит о необходимости развития атомной энергетики. Для нашей страны это тем более актуально, что сейчас в топливно-энергетическом комплексе России наблюдается явная диспропорция в использовании различных энергоресурсов, например, доля газа превышает 40%, а на ТЭС в европейской части страны она приближается к 90%.

Следует особо подчеркнуть, что речь идет о сооружении атомных энергоблоков на основе технологий нового поколения, с обязательным обеспечением безопасности для населения и окружающей среды, а также высоких технико-экономических показателей.

4. ДОСТОИНСТВА И ПРОБЛЕМЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

 

Основные достоинства атомной энергетики видны, что называется, невооруженным глазом.

В первую очередь, это существенное расширение топливно-энергетических ресурсов человечества, что имеет не только экономическое, но и политическое значение. Для многих стран мира использование ядерной энергии может в какой-то степени компенсировать отсутствие собственных месторождений органического топлива и недостаток гидроэнергоресурсов, что, несомненно, снижает риск возникновения конфликтов между государствами из-за дефицита энергоисточников.

Во-вторых, атомные электростанции при нормальной работе обеспечивают более высокие экологические показатели по сравнению с обычными ТЭС на органическом топливе. Для работы ядерных реакторов, в отличие от котельных установок, не требуется большого количества атмосферного кислорода, необходимого в традиционной энергетике для химической реакции горения угля, мазута, газа. Очевидно, что значение экологического фактора будет неуклонно возрастать по мере неизбежного вытеснения природного газа угольным топливом на тепловых электростанциях и приближения к опасному уровню вредных выбросов продуктов горения.

Наконец, для государств с большими размерами территории, прежде всего для нашей страны, немаловажно и то, что АЭС можно располагать в центрах электрических нагрузок, т.е. приближать ядерные энергоблоки к потребителям электроэнергии, а не к местам добычи топлива. Это объясняется феноменально высокой калорийностью ядерного топлива (в миллионы раз большей, чем, например, у угля), что значительно снижает затраты на его транспортировку. Годовая потребность в топливе для ядерных реакторов АЭС мощностью несколько тысяч МВт измеряется в вагонах, а суточный расход угля для ТЭС такой же мощности – в эшелонах.   

Развитие атомной энергетики способствует созданию наукоемких технологий в нашей стране. Не стоит также забывать, что обороноспособность России в настоящее время базируется на ядерных технологиях, и такое положение сохранится в обозримой перспективе.

Все вышесказанное свидетельствует о том, что преимущества атомной энергетики носят фундаментальный характер, поэтому должны быть предприняты все возможные усилия для преодоления трудностей и нерешенных проблем, которые, увы, также являются весьма серьезными.

 

Каковы же основные проблемы, стоящие перед атомной энергетикой и сдерживающие ее развитие? Рассмотрим их более подробно.      

 

1. Имевшие место аварии на атомных электростанциях, прежде всего на Чернобыльской АЭС в 1986 г.  и  АЭС  «Три Майл Айленд» (США)  в 1979 г., подорвали доверие к атомной энергетике. Именно это стало главной причиной прекращения строительства целого ряда ядерных энергоблоков в нашей стране и за рубежом. Обеспечение безопасной эксплуатации АЭС было, есть и всегда будет важнейшей проблемой, без решения которой невозможно успешное развитие отрасли.

Эксплуатационную безопасность существующих атомных электростанций, по мнению специалистов, в настоящее время можно считать приемлемой для нынешних масштабов атомной энергетики.

Это в полной мере относится и к отечественным АЭС. Одним из важных показателей является количество автоматических остановов ядерных реакторов, и в удельном исчислении он для нашей страны не больше, чем в остальном мире. 

Вместе с тем, в принципе сохраняется потенциальная опасность катастрофического развития тяжелых аварий с повреждением ядерного топлива и разрушением реактора. Она обусловлена самим способом управления мощностью реакторной установки, который заключается в использовании поглощающих стержней для компенсации избыточного количества нейтронов в активной зоне.

Основным направлением решения этой проблемы является создание реакторов с естественной (внутренне присущей) безопасностью. В наибольшей мере этому условию могут удовлетворять реакторы на быстрых нейтронах, где возможно воспроизводство ядерного топлива со скоростью, соответствующей темпу расходования начального топлива. 

Понятно, что абсолютная безопасность технического объекта недостижима, так как любые отказы оборудования носят вероятностный характер. Обеспечение необходимой безопасности АЭС означает достижение требуемых нормативными документами показателей, отражающих расчетную вероятность тех или иных аварий.

«Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97) установлены следующие средние значения частоты наиболее опасных последствий в расчете на один реакторо-год эксплуатации атомных энергоблоков:

- вероятность предельного аварийного выброса - не более 10^-7;

- вероятность повреждения активной зоны реактора – не более 10^-5.

Переход к АЭС третьего поколения (проект АЭС-92) позволяет снизить расчетную вероятность повреждения активной зоны в сотни раз по сравнению с предшествующим поколением атомных энергоблоков.

 

2. Еще одна проблема, вызывающая большое беспокойство общественности и пока что до конца не решенная – это вопрос о захоронении радиоактивных отходов (РАО), прежде всего отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), имеющего очень высокую радиоактивность.

В настоящее время осуществляется локализация РАО путем их помещения в специальные хранилища. Можно ли, однако, быть уверенным в безопасности такого способа, если необходимый срок хранения составляет не годы, не десятки и даже не сотни лет, а многие тысячелетия.

Дело в том, что возраст Земли оценивается примерно в 5 миллиардов лет, и к моменту появления первых ядерных реакторов на нашей планете остались только три природных радиоактивных изотопа – торий-232, уран-235 и уран-238. Они «дожили» до наших дней по той причине, что их период полураспада сопоставим с временем существования Земли. Таким образом, в доатомную эпоху естественный радиационный фон создавался тремя вышеназванными изотопами и продуктами их распада.

Освоение человечеством ядерной энергии привело к повышению общего радиационного фона, в первую очередь из-за многочисленных испытаний ядерного оружия, для которых до 1963 года не существовало каких-либо международных правовых ограничений.

Проблемность нынешнего способа захоронения РАО заключается в потенциальной опасности их глобального рассеяния в результате какого-то маловероятного, но в принципе возможного события, например, мощного землетрясения в районе расположения могильников или террористического акта.

Приемлемым решением данного вопроса могло бы стать «сжигание» наиболее опасных и долгоживущих радиоактивных изотопов, в том числе в специальных реакторах-пережигателях. Под «сжиганием» здесь понимается превращение этих изотопов в другие, менее опасные, путем их взаимодействия с нейтронами.

Для минимизации влияния РАО на общий баланс радиоактивных веществ на Земле ставится задача добиться так называемого радиационно-эквивалентного захоронения, когда достигается соответствие по суммарной радиоактивности двух противоположных процессов – извлечения из недр Земли нового ядерного топлива и захоронения радиоактивных отходов всего топливного цикла АЭС.

В ближайшие годы можно ожидать возрастания роли России на мировом рынке услуг, связанных с хранением отработавшего ядерного топлива. В Красноярском крае расположено одно из крупнейших в мире хранилищ РАО. Прием на хранение ОЯТ с зарубежных АЭС в количестве нескольких десятков тысяч тонн позволит нашей стране получить многие миллиарды долларов, и часть заработанных средств может быть израсходована на развитие отечественной атомной энергетики и повышение ее безопасности. Однако сейчас отношение общественности к этому проекту, как принято говорить, неоднозначное.     

 

3. Перед атомной энергетикой в ближайшие десятилетия стоит сложная, многотрудная, но совершенно необходимая задача постепенного перехода от реакторов на тепловых нейтронах (РТН) к реакторам на быстрых нейтронах (РБН). Почему это необходимо?

Известны 14 изотопов урана – с зарядом ядра 92 и атомным весом от 227 до 240. Из них в природном уране содержатся только три, причем 99,29% составляет уран-238 (для краткости его обозначают и называют ураном восьмым - U₈), 0,71% - уран-235 (U₅), и в очень малых количествах (следы) имеется уран-234 (U₄).

При делении нейтронами ядер U₈ и U₅ образуются различные новые ядра с меньшим атомным весом, называемые осколками деления, а также вылетают нейтроны, обладающие высокой энергией. Такие нейтроны называют быстрыми.

Нейтрон имеет атомную массу, примерно равную 1 а.е.м. Попадая в вещество, содержащее легкие ядра и называемое замедлителем, быстрый нейтрон из-за столкновений с этими ядрами теряет свою энергию и становится медленным. Медленные нейтроны чаще называют тепловыми.

В настоящее время практически все энергетические реакторы в мире работают на тепловых нейтронах, а энергоблоки с РБН встречаются в единичных случаях и являются скорее экспериментальными, чем головными в какой-то будущей серии.

Чтобы объяснить причину такого положения, отметим вначале следующие особенности взаимодействия нейтронов с ядрами урана:

- быстрые нейтроны способны разделить ядра и U₈, и U₅, в то время как энергии тепловых нейтронов достаточно для деления только U₅; при попадании же теплового нейтрона в ядро U₈ происходит его поглощение без деления ядра;

- для теплового нейтрона вероятность вступить во взаимодействие с ядром урана в сотни раз больше, чем для быстрого нейтрона, поскольку вероятность «встречи» нейтрона с ядром (которое, разумеется, не является неподвижным) возрастает с уменьшением скорости нейтрона; отметим также, что при снижении своей энергии элементарные частицы начинают проявлять во все большей степени волновые свойства, а не только корпускулярные, что повышает вероятность взаимодействия нейтрона с ядром урана;

- содержание изотопа U₅ в природном уране недостаточно для длительного поддержания цепной реакции деления в реакторе на тепловых нейтронах (с учетом бесполезного поглощения части нейтронов в замедлителе, теплоносителе и конструкционных материалах активной зоны), поэтому  топливо для РТН изготавливают из обогащенного природного урана с обогащением С₅ по изотопу U₅, примерно равным 2-4%;  

- при взаимодействии быстрого нейтрона с ядром U₈ вероятность деления ядра в несколько раз меньше вероятности того, что нейтрон отразится ядром с потерей части своей первоначальной энергии (такое взаимодействие нейтрона с ядром называется неупругим рассеянием); после этого оставшейся энергии уже недостаточно для деления U₈, и при последующих столкновениях с ядрами урана нейтрону уготована с высокой степенью вероятности только одна участь – быть в конце концов поглощенным ядром U₈.

Из вышесказанного следует то, что топливо для РБН должно иметь существенно большее обогащение по U₅, чем для РТН – порядка 20% и выше.

В настоящее время стоимость обогащения природного урана, а значит, и топлива для быстрых реакторов, весьма высока. В этом и заключается основная причина, по которой современная атомная энергетика базируется на тепловых реакторах.        

Однако в реакторах на тепловых нейтронах может быть использована лишь незначительная доля имеющихся на Земле запасов природного урана – менее 1%. Если рассматривать экономически целесообразные для добычи запасы урановой руды, то их хватит для РТН на несколько десятков лет - во всяком случае, не более чем на 100 лет при уже достигнутых мощностях АЭС. Это лишает атомную энергетику на тепловых нейтронах какой-либо длительной перспективы. Отметим, что запасы урана в энергетическом эквиваленте уступают не только углю, но даже и нефти, и природному газу.

Переход к РБН позволит использовать практически весь природный уран. Действительно, быстрые нейтроны могут делить ядра обоих изотопов урана, а при поглощении ядрами U₈ (без деления ядра) любых нейтронов, как тепловых, так и быстрых, образуется U₉, который достаточно быстро превращается в результате цепочки радиоактивного распада в плутоний-239 (Pu₉).

Этот новый изотоп Pu₉, как и U₅, может делиться на тепловых нейтронах и, следовательно, является топливом для РТН и РБН. В быстрых реакторах скорость накопления Pu₉ может превышать скорость расходования U₅, так что нового топлива можно получить даже больше, чем было делящегося изотопа U₅ в первоначальной загрузке активной зоны.

Более того, в природе имеется еще один изотоп, который обладает примерно такими же свойствами, как U₈ – это торий-232 (Th₂). Он является сырьевым изотопом для накопления в реакторе нового делящегося изотопа U₃.

Наработанные в РТН и РБН Pu₉ и U₃ могут при необходимости храниться достаточно долгое время, поскольку являются относительно стабильными изотопами.

Запасы тория на нашей планете больше, чем урана, так как период полураспада Th₂ превышает данный показатель для U₈ и U₅. Следовательно, переход к РБН позволяет использовать не только уран-плутониевый, но и торий-урановый цикл, что существенно расширяет природные запасы ядерного топлива.

Реакторы на быстрых нейтронах обеспечивают и другие преимущества по сравнению с РТН:

- в РБН на один акт деления ядра урана выделяется больше новых нейтронов, чем в РТН, поэтому именно в быстрых реакторах есть возможность более эффективного «сжигания» опасных радиоактивных изотопов, входящих в состав отработавшего ядерного топлива;

- расширенное воспроизводство ядерного топлива в атомной энергетике на быстрых нейтронах снизит потребность в обогащении природного урана, что будет способствовать во всем мире укреплению режима нераспространения ядерных технологий и ядерного оружия;

- как было показано выше, именно быстрые реакторы в наибольшей мере соответствуют современным требованиям обеспечения естественной безопасности реакторных установок.

Отдельно остановимся еще на одном достоинстве АЭС с РБН.

При широкомасштабном развитии атомной энергетики будет возрастать значение такого фактора как тепловое загрязнение окружающей среды атомными электростанциями.

В современных реакторах на тепловых нейтронах в качестве конструкционного материала активной зоны используются циркониевые сплавы, которые обладают меньшим, чем стали, вредным поглощением нейтронов, но по своим прочностным свойствам выдерживают температуры не более 350 ^оС.

Такое ограничение приводит к снижению начальных параметров пара на турбину и тем самым к увеличению удельного расхода пара – он примерно на 90% выше, чем на традиционных ТЭС, где температура острого пара составляет обычно 540 ^оС.

Это влечет за собой соответствующее возрастание необходимых объемов охлаждающей воды для конденсаторов турбин и сброса тепловой энергии в окружающую среду.

Переход к быстрым реакторам позволяет уменьшить остроту этой проблемы, ибо при высоких энергиях нейтронов вероятность их поглощения для самых разных веществ весьма невелика, и поэтому цирконий уже не имеет в данном отношении преимущества перед нержавеющей сталью.

Следовательно, на энергоблоках с РБН могут использоваться турбины с такими же начальными параметрами пара, как в обычной теплоэнергетике на органическом топливе. Появляющаяся при этом возможность унификации оборудования турбоустановок ТЭС и АЭС выгодна и с экономической точки зрения. 

Массовое сооружение энергоблоков с быстрыми реакторами на быстрых нейтронах сдерживается нерешенностью ряда инженерно-технических проблем.

Продолжаются поиски оптимального теплоносителя, отвечающего условиям более высокого, чем в РТН, удельного энерговыделения в активной зоне.

Необходимо создание новой высокотехнологичной отрасли по переработке отработавшего топлива с извлечением из него Pu₉, а в перспективе и U₃. Это позволит в будущем замкнуть ядерно-топливный цикл АЭС, достичь радиационной эквивалентности добываемого природного топлива и РАО, подлежащих захоронению.      

 

4. В условиях постоянно возрастающей неравномерности электрических нагрузок серьезной проблемой при масштабном наращивании мощностей АЭС может стать покрытие пиковых нагрузок.

Сейчас все российские АЭС работают в базовом (базисном) режиме. Исключение составляет лишь расположенная на Чукотке Билибинская АЭС, которую можно считать атомной теплоэлектроцентралью (АТЭЦ), так как в ее нагрузке отпуск тепловой энергии играет заметную роль и, разумеется, он влияет на график электрической нагрузки.

Почему атомные энергоблоки целесообразно использовать в базисной части графика электрических нагрузок?

Для этого есть несколько причин.

Во-первых, удельные капитальные затраты на строительство АЭС в настоящее время существенно выше, чем при сооружении ТЭС на органическом топливе. В такой ситуации необходимо увеличение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) для скорейшей окупаемости капитальных вложений.

Нужно учитывать и то, что атомная энергетика является относительно молодой отраслью, где возможен более быстрый моральный износ оборудования по сравнению с традиционными ТЭС. 

С точки зрения физических особенностей ядерного реактора изменения мощности также нежелательны, поскольку могут привести к перерасходу ядерного топлива. При резком снижении нагрузки возможно попадание реактора в так называемую иодную яму.

Это состояние характеризуется повышенным содержанием в активной зоне изотопа ксенон-135, обладающего аномально высоким вредным поглощением нейтронов. Данный изотоп образуется в результате радиоактивного распада иода, который в свою очередь появляется при распаде теллура, составляющего примерно 6% от всех образующихся осколков деления U₅.

Падение мощности реактора означает соответствующее уменьшение нейтронного потока и, следовательно, скорости выгорания ксенона под воздействием нейтронов, в то время как образование вредного изотопа ксенона в результате распада иода продолжается еще несколько суток. Именно такое время и потребуется для выхода реактора из иодной ямы.     

Наиболее важное значение имеет адаптация атомных энергоблоков к суточным графикам электрических нагрузок, ибо тенденция увеличения бытовой составляющей суммарного потребления электроэнергии может привести к росту неравномерности этих графиков.

Возможным решением проблемы является строительство и эксплуатация крупных атомных электростанций в комплексе с гидроаккумулирующими станциями (ГАЭС). В ночное время электроэнергия, вырабатываемая на АЭС, может расходоваться на перекачивание воды из нижнего озера ГАЭС в верхнее. В часы пиковых нагрузок обратный слив воды через турбогенераторы ГАЭС позволяет увеличить суммарную электрическую мощность комплекса АЭС+ГАЭС. 

Стоит, правда, заметить, что сооружение гидроаккумулирующих станций также требует больших капитальных затрат, но при соответствующих масштабах и обоснованном выборе площадок строительства может быть вполне экономически оправданным.

 

5. При рассмотрении предыдущей проблемы мы практически уже перешли к вопросу об экономической эффективности атомных электростанций.

Нужно сказать, что в настоящее время атомная энергетика вполне конкурентоспособна и в нашей стране, и в государствах с развитой рыночной экономикой.

К началу текущего столетия средний тариф на электроэнергию от наших АЭС был не только примерно на треть ниже усредненного тарифа РАО «ЕЭС России» в целом, но и в 1,2-1,3 раза меньше, чем для электроэнергии от ГРЭС. 

Тем не менее, проблема улучшения экономических показателей АЭС, прежде всего снижения капитальных затрат, не перестает быть актуальной, особенно с учетом экономики всего ядерно-топливного цикла и повышения требований к безопасности атомной энергетики.

Отдельно нужно сказать о проблеме вывода из эксплуатации энергоблоков, отработавших свой ресурс, поскольку с каждым годом этот вопрос приобретает все большее значение. 

Из таблицы 3.1 видно, что в предстоящие годы будет все более массовый выход отечественных энергоблоков на 30-летний срок эксплуатации, который в свое время был заложен в проекты АЭС, исходя из существовавших в то время способов его расчета. Однако в настоящее время реальный физический износ оборудования позволяет рассмотреть вопрос о продлении данного срока для установок первого поколения ориентировочно до 40 лет, а второго поколения – до 50 лет (в США имеются даже предложения об увеличении его до 60 лет). 

Считается, что при проектировании новых АЭС срок эксплуатации нужно предусматривать не менее 50 лет.

Все это, однако, не снижает остроту вопроса о наиболее экономичном и экологически безопасном способе вывода из эксплуатации блоков, выработавших свой срок, в том числе продленный. Решение этой проблемы может существенно повлиять на экономические показатели атомной энергетики.

Проекты АЭС нового поколения с реактором ВВЭР-1000 обеспечивают не только повышенную безопасность, но также снижение затрат на строительство в 1,4-1,6 раза по сравнению с предшествующим поколением.

Это достигается, в частности, за счет совмещения функций систем обеспечения безопасности реакторной установки и систем ее нормальной эксплуатации, что позволяет сократить номенклатуру оборудования.

При переходе от мощности реакторных установок третьего поколения с 1000 на 1500 МВт (ВВЭР-1500) удельные капитальные затраты могут быть уменьшены еще в 1,2 раза.   

АЭС нового поколения будут иметь более высокую экономическую эффективность еще и за счет повышения надежности выработки электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности должен составить не менее 85%, причем доля аварийных простоев в нерабочем времени энергоблоков не может превышать 1/3, а остальные 2/3 отводятся для плановых остановов на перегрузку топлива и ремонтно-профилактические работы.

 

6. Большие проблемы перед эксплуатационниками создает сложность проведения ремонтно-профилактических работ на радиоактивном оборудовании. Особенно это касается одноконтурных АЭС, где паротурбинная часть непосредственно связана по теплоносителю с реакторной установкой.

Для решения этой проблемы исследования ведутся в различных направлениях, в частности, разрабатываются методы диагностики и неразрушающего контроля, совершенствуются технологии дезактивации оборудования и др.

 

Рассмотренными выше вопросами не исчерпывается круг проблем, стоящих перед атомной наукой и техникой и сдерживающих широкомасштабное наращивание мощностей АЭС.

Одна из них с каждым днем становится все более актуальной. Это проблема нераспространения ядерного оружия, что в отношении атомной энергетики означает обеспечение надежных барьеров на пути несанкционированного распространения ядерных материалов и специальных ядерных технологий. Надо признать, что с развитием информационных технологий и средств распространения информации опасность расползания по планете ядерных боеприпасов и возникновения угрозы террористических актов с применением ядерного оружия постоянно возрастает.

Для более успешного решения и этой, и многих других проблем атомной энергетики необходимо широкое международное сотрудничество. Такой цели отвечает предложение президента России В.В. Путина об организации соответствующего международного проекта под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), с которым он выступил на Саммите тысячелетия, состоявшемся в сентябре 2000 г. 

 

 

5. ЗАПАСЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ЗЕМЛЕ

 

Если говорить о нашей планете в целом, то имеются различные оценки мировых запасов уранового топлива, в зависимости от того, какие ресурсы считаются экономически целесообразными для освоения.

В разведанных месторождениях с содержанием урана в добываемой руде более 0,1% суммарные запасы составляют примерно 5 млн т, что оценивается как половина от всех потенциальных ресурсов Земли.

Из зарубежных стран наиболее крупные шахты по добыче урановой руды расположены в Австралии и Канаде.

В реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, может быть эффективно использована весьма незначительная часть имеющихся на Земле запасов природного урана – менее 1%.

Это обусловлено тем, что тепловые нейтроны неспособны вызывать деление ядер изотопа U₈, на долю которого в природном уране (U_пр) приходится примерно 139/140.

К тому же делящийся на тепловых нейтронах изотоп U₅, содержание которого в U_пр составляет 0,71% (т.е. приблизительно 1/140), никогда не расходуется в активной зоне полностью. Дело в том, что для поддержания цепной реакции деления требуется постоянное наличие в топливе какого-то минимально необходимого количества U₅ - в том числе и непосредственно перед остановкой реактора для выгрузки ОЯТ.      

Таким образом, в отработавшем ядерном топливе реакторов на тепловых нейтронах остаются неиспользованными почти весь U₈, часть U₅, а также Pu₉, образовавшийся в результате поглощения нейтронов ядрами U₈ без деления.

Отметим, что небольшая часть появляющегося в активной зоне изотопа Pu₉ успевает разделиться под воздействием тепловых нейтронов или же поглотить эти нейтроны без деления, с последующим образованием изотопа плутония-241 (Pu₁) в результате цепочки радиоактивного распада.

Этот новый изотоп Pu₁, так же как и ранее упоминавшиеся другие «нечетные» изотопы U₃, U₅, и Pu₉, может делиться на тепловых нейтронах.  

Ядерно-топливный цикл (ЯТЦ), в котором не производится извлечение из отработавшего ядерного топлива изотопов, пригодных для изготовления нового топлива, называют незамкнутым или разомкнутым.

Такой ЯТЦ не обеспечивает эффективное использование имеющихся на планете запасов природного урана.

Необходимым условием для наращивания мощностей АЭС и долговременного функционирования широкомасштабной атомной энергетики является переход к замкнутому ядерно-топливному циклу, в котором предусматривается регенерация отработавшего топлива, т.е. замыкание ЯТЦ и по невыгоревшему урану, и по наработанному плутонию.

Для атомной энергетики России при ее нынешних масштабах требуется примерно 3000 т природного урана в год. Не меньше нужно для изготовления ядерного топлива, экспортируемого в другие страны. При сохранении существующих темпов расходования, в условиях незамкнутого ЯТЦ, разведанных и имеющихся складских запасов урана может хватить не более чем на 100 лет. Переход к замкнутому циклу позволит увеличить этот срок ориентировочно на 15%.

Следовательно, замыкание ЯТЦ по урану и плутонию в атомной энергетике на тепловых нейтронах само по себе не решает проблему обеспечения топливных потребностей АЭС на длительную перспективу.

Выходом из положения должно стать использование замкнутого цикла в сочетании с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Как было показано ранее, в РБН возможно расширенное воспроизводство ядерного топлива, что позволит кардинально решить топливную проблему для атомной энергетики.   

Надо сказать, что в данный момент в нашей стране образовались значительные складские запасы урана, что связано с возникшим в последние годы несоответствием между темпами роста мощностей АЭС и возможностями предприятий по добыче и обогащению природного урана. Запасов скопилось на несколько десятков лет работы всей отечественной атомной энергетики с учетом планов ее развития, даже при незамкнутом ЯТЦ.

Такое положение пока не способствует ускоренному развитию в России технологий, необходимых для полной реализации замкнутого ЯТЦ. Сейчас в нашей стране осуществляется только переработка отработавшего топлива, выгруженного из реакторов ВВЭР-440. Получаемый при этом регенерированный уран используется в канальных водно-графитовых реакторах типа РБМК.

Что касается наработанного в тепловых реакторах плутония, то в России нет пока установок для производства смешанного уран-плутониевого топлива (МОХ-топлива). Однако успешный многолетний опыт зарубежных стран свидетельствует о том, что принципиальных проблем здесь нет.

Дополнительным источником плутония становится ядерное разоружение. Избыточный оружейный плутоний может эффективно использоваться прежде всего в реакторах на быстрых нейтронах, требующих более высокого начального обогащения топлива. 

ЛИТЕРАТУРА

 

1. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Учебное пособие / Под ред. С.П. Соловьева. - Обнинск: Изд-во ИАТЭ, 1992.

2. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения // Теплоэнергетика. 2003. №11. С. 2-9.

3. Воронин Л.М. Десятая российская атомная электростанция вошла в строй действующих // Теплоэнергетика. 2001. №12. С. 73.

4. Воронин Л.М. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI в. // Теплоэнергетика. 2000. №10. С. 14-18.

5. Гагаринский А.Ю., Гагаринская И.В. Ядерная энергетика: смена тенденций на рубеже веков // Теплоэнергетика. 2002. №5. С. 2-4.

6. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1986.

7. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат, 1990.

8. Доброхотов В.И. Роль возобновляемых источников энергии в энергетической стратегии России // Теплоэнергетика. 2001. №2. С. 2-3.

9. Доброхотов В.И., Поваров О.А. Использование геотермальных ресурсов в энергетике России // Теплоэнергетика. 2003. №1. С. 2-11.

10. Дэвинс Д. Энергия. – М.: Энергоатомиздат, 1985.

11. Зайченко В.М., Шпильрайн Э.Э., Штеренберг В.Я. Водородная энергетика: современное состояние и направления дальнейшего развития // Теплоэнергетика. 2003. №5. С. 61-67.

12. Киселев Г.П. Условные обозначения энергетического оборудования, трубопроводов и арматуры в тепловых схемах. Методические указания по дипломному проектированию для специальности «Тепловые электрические станции». - М.: Изд-во МЭИ, 1981.

13. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. - М.: Энергоатомиздат, 1985.

14. Ковалев Н.Н., Иванченко И.П. Состояние гидроэнергетики и гидротурбостроения в России и за рубежом // Теплоэнергетика. 2003. №2. С. 38-43.

15. Коллиер Дж., Хьюитт Дж. Введение в ядерную энергетику. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

16. Копытов И.И., Алякринский А.Н. Энергоблоки с ВВЭР-1500 – новый этап в развитии ядерной энергетики России // Теплоэнергетика. 2005. №1. С. 4-8.

17. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. - М.: Атомиздат, 1979.

18. Манолов К.Р., Тютюнник В.М. Биография атома. - М.: Мир, 1984.

19. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. - М.: Высшая школа, 1974, 1978, 1984.

20. Маргулова Т.Х., Подушко Л.А. Атомные электрические станции. - М.: Энергоиздат, 1982.

21. Матвеев Л.В., Рудик А.П. Почти все о ядерном реакторе. - М.: Энергоатомиздат, 1990.

22. Меррей Р. Атомная энергетика. - М.: Энергия, 1979.

23. Митин А.В., Деминов Р.Г. Введение в ядерную и нейтронную физику. - М.: МЭИ, 1990.

24. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.Н. Использование тория в ядерных реакторах. - М.: Энергоатомиздат, 1983.

25. Нигматуллин Б.И. Стратегия и основные направления развития атомной энергетики России в первой половине XXI в. // Теплоэнергетика. 2001. №1. С. 2-9.

26. Нигматуллин И.Н., Нигматуллин Б.И. Ядерные энергетические установки. - М.: Энергоатомиздат, 1986.

27. Ораевский В.Н. Ядерная энергетика. - Киев: Наукова думка, 1978.

28. Панцхава Е.С., Пожарнов В.А., Кошкин Н.Л. Биомасса – реальный источник коммерческих топлив и энергии. Ч. II. Потенциальные возможности России // Теплоэнергетика. 2002. №1. С. 19-23.

29. Проценко А.Н. Покорение атома. - М.: Атомиздат, 1964.

30. Проценко А.Н. Энергия будущего. - М.: Молодая гвардия, 1985.

31. Проценко А.Н. Энергетика сегодня и завтра. - М.: Молодая гвардия, 1987.

32. Рудик А.П. Физические основы ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1979.

33. Саламов А.А. Геотермические электростанции в энергетике мира // Теплоэнергетика. 2000. №1. С. 79-80.

34. Сидоренко В.А. Ядерная энергетика в XXI веке // Теплоэнергетика. 2001. №12. С. 2-5.

35. Стерман Л.С., Лавыгин В.М., Тишин С.Г. Тепловые и атомные электрические станции. - М.: Изд-во МЭИ, 2000, 2004.

36. Стерман Л.С., Тевлин С.А., Шарков А.Т. Тепловые и атомные электрические станции. - М.: Энергоиздат, 1982.

37. Тепловые и атомные электрические станции / Под ред. А.В. Клименко, В.М. Зорина. - М.: Изд-во МЭИ, 2003.

38. Троицкий А.А. Энергетическая стратегия – важнейший фактор социально-экономического развития России // Теплоэнергетика. 2001. №7. С. 2-9.

39. Урядова Л.Ф., Чичирова Н.Д. Химия. - Казань: Изд-во КГЭУ, 2001.

40. Шагиев Н.Г. Тепловые и атомные электрические станции. Учебное пособие для подготовки к итоговой государственной аттестации. - Казань: Изд-во КГЭУ, 2006.

41. Шагиев Н.Г., Мельников В.Н., Дик В.П. Экономика ядерной энергетики и организация производства. - М.: Изд-во МЭИ, 1994.

42. Юдасин Л.С. Энергетика: проблемы и надежды. - М.: Просвещение, 1990.

43. Яновский А.Б., Мастепанов А.М., Бушуев В.В. и др. Основные положения «Энергетической стратегии России на период до 2020 г.» // Теплоэнергетика. 2002. №1. С. 2-8.