Атомные электростанции

В 60…70 годах ХХ века в мире бурно  развивалась атомная энергетика. К началу 90-х АЭС производили 17 % мировой выработки электроэнергии. Число действующих в мире реакторов насчитывалось 430, в том числе в США – 110, во Франции – 55, в СССР – 46, в Англии и Японии – по 39, Германии – 24, в Канаде – 18. Доля вырабатываемой энергии на АЭС составляла: Франция – 77,6 %, Бельгия – 61%, Ю. Корея – 50 %, Финляндия – 35,4 %, ФРГ – 34,3 %, Япония – 28 %, США – 19 %, СССР – 12,3 %.

В 80…90-х годах в связи с нерешённостью ряда организационно-технических проблем, осознанием большой экологической опасности отходов АЭС и реальной угрозы крупных экологических катастроф при их эксплуатации, темпы развития атомной энергетики резко упали, а атомная промышленность развитых стран до сих пор переживает глубокий кризис.

После ряда последних аварий на АЭС и особенно крупнейших катастроф (Украина, Чернобыль, 1986 г., Япония, Фукусима, 2011 г.) строительство АЭС в некоторых странах было законодательно запрещено (Швеция, Швейцария, Италия), а в других странах (Германия) было либо законсервировано, либо отложено на неопределённый срок.

Отметим наиболее важные экологические проблемы в атомной энергетике:

 1) Трудности переработки и хранения ТВЭЛов. Наиболее сложные проблемы начинаются после изъятия отработанных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) из активной зоны реактора, т.к. они излучают смертельно опасные дозы радиации и имеют высокую температуру. Ежегодно на АЭС средней мощности (1000 МВт) заменяется 36 т ТВЭЛов, а отработавшие помещают в  специальные бассейны для их хранения.

ТВЭЛы перерабатываются на специальных заводах, где из них извлекают остаточный 1% урана – 235 и плутония – 239 с целью дальнейшего использования. Эта фаза производства ядерного топлива и его транспортирования также весьма опасны для здоровья людей. В целом рационального решения данной проблемы пока не найдено. Поэтому отработанные ТВЭЛы сегодня накапливаются в специальных «могильниках» на самих АЭС.

 2) Проблема удаления, транспортирования, размещения и захоронения газообразных, жидких и твёрдых радиоактивных отходов (РАО). Газообразные отходы включают радиоактивные изотопы криптона – 85, ксенона и азота, небольшого количества трития и йода – 131. Эти отходы удаляются с АЭС при помощи высоких труб, что позволяет распределить выбросы на достаточно большом пространстве. Существует и утечка радиоактивной воды из бассейнов выдержки ТВЭЛов из-за коррозии труб.

Разработаны и разрабатываются технологии отвердения жидких отходов и их дальнейшее захоронение в контейнерах в стабильных геологических структурах. Некоторые острова в Тихом океане превращены в радиоактивные могильники, законсервированные на 25000 лет. Наша же цивилизация существует, если вести отсчёт от Древнего Египта, всего 15 000 лет.

 3) Безопасность техническая и опасность терроризма. При прекращении циркуляции воды в реакторе возможно расплавление компонентов конструкции активной зоны. Радиоактивная вода или пар выбрасывается из активной зоны с последующим возможным  взрывом  и катастрофой, как  показали последние события на АЭС в Японии. Правда, в новых конструкциях реакторов подобное развитие событий, как полагают специалисты, исключается.

Проникновение и захват террористами АЭС или хранилищ с ядерными отходами может привести к непредсказуемым последствиям: от шантажа до ядерной войны. Поэтому их охрана сегодня существенно усиливается.

 4) Тепловое загрязнение окружающей среды. Через АЭС проходит огромное количество воды, нагретая, она сбрасывается в водную систему. Для станции мощностью 1000 МВт расход воды составляет  5 млн. м³/сут., это в 7 раз больше потребления воды за сутки  города-миллионника. Тепловое загрязнение от АЭС выше в 2…2,5 раза, чем от ТЭС.

  5) Радиационное загрязнение воды, воздуха и почвы при добыче, транспортировании и складировании уранового сырья и авариях.

  6) Изъятие земель под строительство АЭС, особенно для подачи, отвода и охлаждения отработанной воды.

  7) Высокая стоимость строительства. Например, в США она возросла за последние 30 лет в 6…10 раз в связи с повышением требований к безопасности, что отражается и на стоимости электроэнергии  АЭС. Даже нормальное функционирование АЭС требует огромных затрат.

 8) Проблема демонтажа и захоронения реакторов АЭС, отработавших свой ресурс. Многие реакторы сегодня уже практически заканчивают свой срок эксплуатации (около 30 лет). Примерная стоимость демонтажа АЭС обходится  из расчёта 1000 $/кВт, что составляет по разным оценкам от 10 до 50 % стоимости их строительства.

  9) Расположение АЭС  в наиболее военно-уязвимых и стратегически важных районах страны.

Всё изложенное вызвало и вызывает серьёзные протесты общественности разных стран против дальнейшего строительства АЭС и использования атомной энергии. Хотя научные данные говорят о небольшом количестве загрязнений, привнесённых АЭС, например, меньше, чем от транспорта и ТЭС. Протесты получили широкую поддержку, так как риск суммарного загрязнения и ущерба от аварий АЭС в любом случае превышает ущерб от других источников получения энергии.

Но, несмотря на это, ведутся работы по созданию более безопасных АЭС по направлениям:

1) Создание безопасных атомных реакторов и направлений использования энергии атомного ядра. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации АЭС, реализованы в реакторах на быстрых нейтронах БН–600 и БН–800, которые подготовлены к использованию урано-плутониевого топлива, в том числе к сжиганию избыточного оружейного плутония. Реактор БН–600 способен сегодня потреблять до 0,3 т плутония в год. Один блок БН–800 рассчитан на использование 2,3 т плутония для начальной загрузки и 1,6 т для ежегодной подпитки.

Реакторная установка БН–600 с электрической мощностью в 600 МВт и тепловой в 1470 МВт надёжно работает с 1980 г. в составе Белоярской АЭС. Это самый мощный реактор в мире на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствования конструкционных материалов и топлива. За всё время эксплуатации не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и населения.

В проекте реактора БН–800 приняты дополнительные меры безопасности и больше внимания уделено технико-экономическим характеристикам, что позволило приблизиться по капитальным затратам к реакторам на медленных нейтронах типа ВВЭР–1000.

Кроме этих достоинств быстрые реакторы способны эффективно «сжигать» наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе. Применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и переводом долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания и многократно уменьшить объём радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

2) Создание подземных АЭС на базе судостроительных технологий с корабельными реакторами. Кровля из природной породы является дополнительным барьером пассивной безопасности, предотвращающим выход  радиоактивных продуктов при аварийных ситуациях. Вторым преимуществом подземных АЭС является возможность переработки и хранения радиоактивных отходов в том же подземном пространстве без транспортирования и создания специальных хранилищ. И, наконец, в-третьих, легко выводится из эксплуатации после выработки ресурса реакторная установка простой заменой на другой энергомодуль. Благодаря чему сроки строительства не превышают 4…5 лет по сравнению со строительством стационарных АЭС за период 8…10 лет.

3) Применение жидких металлов (Na, K) и сплавов на основе свинца и сурьмы в качестве теплоносителей вместо воды. К примеру, чистый расплавленный натрий плавится при 99 ^оС, а кипит при 893 ^оС. При таком большом интервале температур мала вероятность его вскипания при случайном разрушении трубопровода, а стало быть, менее вероятна аварийная потеря теплоносителя.

4) Использование термоядерной энергии, образующейся при слиянии ядер некоторых легких атомов, например, двух ядер дейтерия (термоядерный синтез). Такие процессы происходят на Солнце с выделением огромного количества энергии. Дейтерия на Земле, точнее в воде, очень много и в этом плане полное извлечение дейтерия из 1 л воды при термоядерной реакции эквивалентно в энергетическом отношении сжиганию 200…300 л бензина.

Термоядерные реакции протекают при температурах в десятки миллионов градусов, поэтому при  практической реализации таких проектов стоят большие трудности. В СССР были созданы исследовательские реакторы (Токомак-10, Токомак-15), в которых термоядерная реакция протекает в объёме, находящемся в сильном магнитном поле сложной конфигурации.

Предполагалось, что уже к концу ХХ века удастся создать термоядерные реакторы для промышленного использования, но этого не случилось. Однако в настоящее время строится во Франции новый экспериментальный международный термоядерный реактор – ITER. В этой крупной работе принимают участие учёные США, России, страны ЕЭС, Китай, Индия, Ю. Корея и Япония.

В экологическом плане главным достоинством термоядерного реактора является его существенно меньшая по сравнению с АЭС радиоактивная опасность и отсутствие проблемы переработки и захоронения ТВЭЛов.

5) Применение в качестве горючего тория – 232 предложил Карло Рубиа, бывший генеральный директор Европейской организации ядерных исследований (ЦЕРН) - известный физик, лауреат Нобелевской премии. В РФ физиком Максимовым Л. М. в 2001 г. разработаны технология управления ториевым реактором и состав ядерного топлива. Норвегия строит две ториевые АЭС с вводом в эксплуатацию к 2017 г.

Запасов тория на Земле по прогнозам хватит на 500…600 лет. Такой источник энергии страхует от катастроф, подобных чернобыльской, так как простое выключение позволяет мгновенно затушить ядерную реакцию. В таком реакторе образование плутония снижается в 5 раз.

В России уже накоплено 180 т плутониевых отходов, требующих для их обслуживания 1,5 млрд. $ /год. Поэтому и в плане нераспространения ядерного оружия такой реактор имеет неоспоримые преимущества. Он может работать без перезагрузки топлива 30…50 лет. Более того, по существу ториевая АЭС – это комбинация уже освоенных технологий, не требующих  крупных вложений для перестройки действующих АЭС.

6) Создание атомных станций теплоснабжения – АСТ («атомной котельной»), которые вырабатывали бы электроэнергию и снабжали бы города теплом и горячей водой. В Нижнем Новгороде была спроектирована и практически построена АСТ в 1986 г., но затем  работы были приостановлены и развитие данного направления в теплоэнергетике было прекращено.

На современном этапе основными промышленными устройствами, вырабатывающими тепловую, электрическую и кинетическую энергию, должны стать газотурбинные установки (ГТУ), предложенные В. В. Уваровым и  В. Г. Приставкиным типа ГТУ – 200 и ГТУ – 750 с впрыском воды в компрессор. Их КПД составляет 40…43 % и может быть доведен до 55…70 %.

ГТУ перед ТЭС имеют неоспоримые преимущества: простота в управлении и эксплуатации, малая металлоёмкость, менее дорогие, высокие экологические показатели - сжигается газ или метанол без дыма и копоти. Для ТЭС обычно указывается  КПД 34…38 %, однако, имеются доказательства, что реальный КПД ТЭС оставляет около 12,5 %. Поэтому ГТУ при уже достигаемом КПД в 55 % может компенсировать выработку энергии на  ГЭС и АЭС, что делает реальным полный отказ от их строительства, как полагают сторонники развития такой технологии. Они же подсчитали, что для получения электроэнергии, равной выработке планировавшейся к постройке Катунской ГЭС, мощностью 7,7 млн. кВт, достаточно одной усовершенствованной ГТУ Уварова В. В., возведение которой вместе с соответствующей станцией «Подземгаз» будет в 8…15 раз дешевле, чем строительство Катунской ГЭС.