Основные направления  развития ядерных энергоустановок


 ТЭЦ

В пределах перечисленных общих тенденций развития энергетики про­гнозируются и планируются различные варианты развития ядерной энерге­тики в зависимости от специфики каждой страны и от концепций специа­листов, ведущих прогнозирование. Реализация этих прогнозов будет зави­сеть от их обоснованности (т.е. от правильного учета всей совокупности знешних и внутренних факторов, определяющих будущее развитие) и от успеха намечаемых исследовательских и конструкторских работ (НИОКР) НИОКР в области ядерной энергетики делят на шесть основных категорий

1) разведка и добыча урановой руды;

2) развитие   существующих   систем   ядерно-энергетических   реакторов на тепловых нейтронах;

3) развитие усовершенствованных систем ядерно-энергетических реак­торов, в особенности жидкометаллических реакторов-размножителей на быстрых нейтронах;

4) топливные циклы и гарантии безопасности и полного удаления от­ходов; ториевый цикл;

5) овладение термоядерным управляемым синтезом;

6) фундаментальные исследования.

Варианты развития ядерной энергетики могут быть такими.

Вариант А (без рециклирования урана и плутония). Во всех регионах предполагается использование только реакторов-конверторов на тепловых нейтронах (РКТН). Для них используются показатели легководных реак­торов, которые пока находят самое широкое применение.

Вариант Б отличается от базисного (В) только тем, что начало широкого строительства реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (РРБН) во всех регионах наступит на 10 лет позже, чем в варианте 1в.

Вариант В (базисный, основной) предусматривает начало широкого строительства РРБН с периодом удвоения 24 года (при коэффициенте нагрузок 100%) в странах Северной Америки -с 1993 г.,в странах Западной Европы — с 1987 г., в Японии — с 2000 г.

Вариант Г отличается от варианта В только применением усовершенст­вованных РРБН, работающих с периодом удвоения 10 лет (при коэффи­циенте нагрузки 100%).

Вариант Д предусматривает использование ториевого топливного цикла в странах — членах OECD (OECD — Организация экономического сотрудничества и развития, в которую входят страны Западной Европы, США, Канада, Япония, Австралия и Новая Зеландия (всего 24 страны), начиная с 2000 г.; при этом использовались параметры топливного цикла реакторов с тяжелой водой. На остальных ЯЭС предполагается установка легководных реакторов.

                                                                                                                  Таблица 6

             Прогнозные годовые мировые потребности в уране.

Варианты развития ядерной энергетики

Страны — члены ОЕСД

Прочие страны

2000 г.

2020 г.

2000 г.

2020 г.

А

180

420

120

460

Б

170

250

240

380

В

150

170

110

350

Г

140

80

110

270

Д

170

260

-

-

 

 

Потребуется всего около 10 лет, и годовые потребности в уране стабили­зируются на одном уровне при условии начала широкого строительства РРБН в сроки, предусмотренные вариантом В. Однако ускоренный рост потребностей в уране со стороны стран, которые, как предполагается, не будут сооружать РРБН, снизит степень воздействия этого фактора на потребности в уране в мире в целом, которые будут продолжать возрастать, хотя и более медленно. В варианте Д годовые потребности в тории значи­тельно меньше, чем в уране, и составляют около 15 тыс. т тория на уровне 2020 г. Потребности в уране в варианте с ториевым циклом находятся в середине между вариантом "только РКТН" и вариантом "РКТН и РРБН".

Изучаются также возможности дальнейшего совершенствования мето­дов преобразования энергии в ЯЭУ.

Эти исследования проводятся с целью расширения сырьевой базы ядер­ной энергетики, чтобы ее хватило на время жизни многих грядущих по­колений, а также в поисках средств максимального сокращения ущерба, наносимого природе и человеку. Кроме этих главных задач, решается и ряд других:

1) максимально простая   технически  конструкции   (например, легко­водный реактор с графитовым замедлителем);

2) независимость ЯЭС от обогатительных заводов ("Магнокс", тяжело­водные реакторы);

3) выбор оптимальных национальных программ разработок (например, для ФРГ усовершенствованный газоохлаждаемый реактор; тяжеловодный реактор кипящего типа);

4) получение  высокопотенциального технологического    тепла,   в   част­ности, для газификации угля (высокотемпературный ядерный реактор);

5) замыкание топливного цикла, благоприятное для окружающей среды и населения; и т.д.

Вследствие высокой стоимости разработок и различных видов риска (финансового, аварийного и т.п.) усовершенствование методов преобразо­вания энергии на ЯЭС продвигается относительно медленнее, чем на ТЭС, работающих на органическом горючем. Отсюда возникает потребность в дальнейшем использовании существующих типов ЯЭУ и их реакторов и в постепенном их усовершенствовании. Однако одновременно должны проводится и поиски новых решений, внедрение которых целесообразно в случае их тщательной теоретической и экспериментальной обоснован­ности. Рассмотрим некоторые возможности.

Усовершенствование существующих типов реакторов направлено прежде всего на дальнейшее повышение надежности и готовности ЯЭС. Важной проблемой является повышение безопасности работы ЯЭС и надежного захоронения радиоактивных отходов их работы.

Более рациональное использование ядерного топлива возможно двумя способами: а) повышением термического КПД ЯЭУ и б) увеличением коэффициента воспроизводства, т.е. превращения неделящихся изотопов урана-238 и тория-232 в ядерное топливо — плутоний-239 и уран-233.

а. Повышение   термического  КПД цикла  возможно  или  с помощью ядерного перегрева (реактор РБМК), что сопряжено с рядом конструктивных трудностей, или же в реакторах с газовым охлажде­нием. Оба эти направления уменьшают надежность и повышают стоимость установок. Вместе с тем эффективность использования ядерного топлива при этом увеличивается самое большее в 1,3 раза.

б. Более   перспективно   повышение   коэффициента   воспроизводства, величина которого в существующих конструкциях относительно мала, 0,6. Однако и это уже приводит к повышению степени выгорания твэлов, использующихся в активной зоне реактора только один раз. Для дальнейшего использования других делящихся веществ, включая оставшееся вторич­ное топливо, требуется замыкание топливного цикла, которое является, по существу, первым этапом в повышении эффективности ядерного топ­лива. Этот этап не отразится на конструкции существующих реакторов, рассчитанных (в большинстве случаев) на использование в них возвращен­ного в цикл плутония (в ториевом — урана-233).

Дальнейшее   увеличение  коэффициента воспроизводства  может  быть достигнуто следующими средствами:

1) уменьшением  степени  выгорания  твэлов,  что экономически целе­сообразно только при создании замкнутого топливного цикла; конструк­ция при этом почти не меняется;

2) переходом на твэлы, содержащие высокообогащенные уран и торий; конструкция реактора в этом случае тоже существенно не меняется, но должен быть внедрен совершенно новый топливный цикл;

3) уменьшением паразитного поглощения нейтронов продуктами деле­ния с целью обеспечения более полного выгорания твэлов;   для этого необходимо обеспечить непрерывную (или раз в неделю или месяц) пере­грузку  твэлов  и  смещение нейтронного потока в процессе выгорания твэлов (заменой, например, обычной воды на тяжелую); оба эти мероприя­тия не требуют больших изменений в расчетах и в конструкции реактора, но первое приводит к увеличению эксплуатационных расходов, а второе -затрат на тяжелую воду и соответствующее оборудование;

4) увеличением минимальной нагрузки ЯЭС, но это может привести к затруднениям при регулировании режима работы ЯЭС в соответствии с требованиями, предъявляемыми объединенной энергосистемой;

5) уменьшением объема замедлителя по отношению к объему топлива в  легководных  реакторах   (реакторах   на   тепловых   нейтронах).     По­скольку здесь замедлитель является и теплоносителем, в какой-то степени изменятся   термодинамические характеристики реактора и его конструк­ция. Обе эти проблемы должны решаться совместно с технической зада­чей — уменьшением плотности мощности в активной зоне;

6) уменьшением плотности мощности, что может привести к самым большим последствиям, поскольку придется увеличить диаметр корпуса реактора.

В   прошлом  не  раз  предпринимались  попытки  исследовать  влияние,   этих усовершенствований на рабочие характеристики реакторов, но тогда, во-первых, первоочередной  задачей  было обеспечение работоспособности и     надежности реакторов, а во-вторых, цены на природный уран были низкими, а потому расход топлива особенно не лимитировался. В будущем по мере повышения цен на уран и торий указанные усовершенствования станут привлекать все большее внимание.

Разработка новых типов реакторов должна быть обоснована следующим общим требованием: чтобы новая конструкция, обладая всеми достоинст­вами в части надежности, безопасности, готовности имеющихся, превос­ходила их в топливной экономичности, поскольку в будущем должны по­дорожать уран, торий и уголь и появиться затруднения с охлаждающей водой. Все эти условия делают целесообразным разработку только двух типов новых реакторов — высокотемпературного   (ВТР) и  реактора-раз­множителя на быстрых нейтронах (РРБН).

Высокотемпературный реактор. Его преимущества по сравнению с легко­водными таковы:

1) более высокий КПД, т.е. более высокая эффективность использова­ния ядерного топлива, меньшая интенсивность образования    делящихся изотопов, меньший ущерб окружающей среде от тепловыделений;

2) особенно высокий KB, близкий к 1,0, и благодаря этому высокая степень использования ядерного топлива;

3) возможности применения ядерной энергии не только в электроэнерге­тике, но и в других областях, например для газификации угля, переноса энергии на большие расстояния в химически связанном виде (СН4 + Н20 ??СО + ЗН2), а в отдаленном будущем — и для термохимического разложе­ния воды на водород и кислород;

4) меньшие выбросы радиоактивности в случаях аварий и при нормаль­ной работе, а также меньшая степень облучения персонала;

5) альтернатива  на  случай,  если  возникнут серьезные затруднения с использованием существующих типов реакторов.

Построенные на первом экспериментальном этапе ВТР с призматически­ми твэлами (ЯЭС "Драгон" в Великобритании, ЯЭС "Пич-Боттом" в США) и с шаровыми твэлами (реакторная установка AVR в Юлихе, ФРГ) работа­ют с очень хорошими показателями в течение более 10 лет.

Показатели реактора AVR: средняя температура газа 950° С (поддержи­вается с 1974 г.); степень выгорания 180 (ГВт • сут)/т; низкая радиоактив­ность охлаждающего газа, который почти не подвергается загрязнению изотопами урана; возможность останова реактора без помощи стоп-стерж­ней, а лишь благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности (в случае внезапной потери теплоносителя достаточно от­ключить гелиевую газоотдувку, а тепло будет отведено за счет естественной конвекции).

На втором этапе были построены прототипы реакторных установок: в США ЯЭС Форт-Сент-Врейн мощностью 300 МВт (с твэлами в форме блоков), достиг проектной мощности в 1977 г.; в ФРГ ториевый ВТР, активная зона которого содержит 657 тыс. твэлов размером с теннисный мяч, достиг проектной мощности в 1980 г., построен Общеевропейским акционерным обществом высокотемпературных реакторов (HKG) при участии объединения электростанций Вестфалии; благодаря температуре гелия 750°С возможен промежуточный перегрев пара и КПД порядка 40%-

Третий этап (строительство демонстрационных ЯЭС промышленной мощности) был, однако, отложен на более длительный срок, чем предпо­лагалось, вследствие недооценки ряда трудностей в разработке новых реакторов, о которых говорилось выше. В настоящее время ФРГ, США (совместно с Швейцарией) ведут исследования в поисках оптимальной конструкции ВТР, а также соответствующих ЯЭУ с применением паровых и газовых турбин, включая гелиевые с одноконтурной схемой установки-В ФРГ, кроме того, ведутся работы по созданию прототипной установки для газификации угля с помощью реакторного тепла, а также по созданию системы передачи энергии на дальние расстояния по трубопроводам в химически связанном виде (проект под названием "Адам-Ева").

Таким образом, как бы ни были велики потенциальные возможности этого направления совершенствования ЯЭУ, необходимые для этого рас­ходы так велики, что практически не под силу одной, даже весьма промышленно развитой стране. Необходима кооперация и соединение средств и специалистов разных стран.

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Напомним, что его глав­ное преимущество заключается в воспроизводстве большего количества делящихся веществ, чем расходуется, благодаря чему вместо 0,7% природ­ного урана удается использовать все 100%, а также применить в качестве ядерного топлива торий- 232, преобразуя его в уран-233. Помимо этого, КПД всех типов реакторов-размножителей выше, чем в легководных реакторах.

А. В настоящее время, глав­ное внимание уделяется разработке РБНЖ с жидкометаллическим тепло­носителем (в основном натрий).

Прототипы этого реактора уже построены в СССР (России), Великобритании и Франции. ФРГ совместно с Бельгией и Голландией построила в Калькаре такой реактор мощностью 300 МВт. Он имеет петлевую компоновку (про­межуточный теплообменник и насосы расположены за пределами реактор­ного защитного корпуса). При этом КПД нетто реактора SNR-300 в Каль­каре достигает 38%.

Средства повышения его надежности и безопасности:

а) две независимые системы экстренного прерывания реакции деления;

б) "избыточное" оборудование и регуляторы, предназначенные для того, чтобы устранить опасность аварии с потерей теплоносителя и последующим расплавлением активной зоны; имеется устройство для изоляции газового  пузыря, расположенного под активной зоной;

в) поглощающие экраны, устройства для экстренного расхолаживания активной зоны в случае аварийной утечки теплоносителя с целью пред­отвращения ее расплавления;

г) особо   прочная  оболочка,  защищающая  реактор  от внешних воз-i действий;

д) гибкие П-образные секции  (компенсаторы) во всех трубопроводах

первичного контура.

Предполагается, что сконструированный таким образом РРБН по безопасности работы должен быть по меньшей мере эквивалентен прочим l типам действующих реакторов.

Первый    демонстрационный    реактор    "Супер-Феникс"    мощностью  >1200  МВт  успешно  испытывается  странами  Европейского   сообщества.

С целью уменьшения стоимости в ФРГ ведутся работы по созданию РРБН с натриевым теплоносителем очень высокой мощности — 2000 МВт.

Быстрое развитие реакторов этого типа тормозится в основном высокими  капитальными  затратами  на строительство  соответствующих  ЯЭС и I   необходимостью   преодоления   ряда  технических  трудностей,  например, связанных с изготовлением парогенераторов. Однако уже чувствующийся дефицит урана  (пока .через рост его   стоимости)   должен способствовать преодолению  препятствий на пути широкого промышленного внедрения РРБН с натриевым теплоносителем.

Б. Параллельно с 60-х годов велись работы по созданию РРБН с водяным паром в качестве теплоносителя. Однако эта идея труднореализуема главным образом потому, что даже во всем мире еще недостаточно специалистов и материальных средств для одновременной разработки двух типов реакторов-размножителей.

В. Третий вариант, газоохлаждаемый РБН, может обойтись сравнительно недорого.

Первые испытания твэлов были проведены в реакторах на тепловых нейтронах. Предполагается, что затраты здесь будут небольшими благодаря опыту, который накопится при разработке жидкометаллического РРБН и при проектировании, строительстве и эксплуатации ВТР. Интерес к этому типу реакторов объясняется следующими причинами:

а) у газоохлаждаемого РРБН коэффициент воспроизводства выше, чем у жидкометал-лического, вследствие более жесткого нейтронного спектра;

б) газообразный теплоноситель более удобен в эксплуатации;

в) по  своему устройству этот реактор аналогичен ВТР, что дает воз­можность использовать его в сочетании с ВТР, а это позволит почти пол­ностью удовлетворить потребности в энергии за счет ЯЭС: электроэнергия будет вырабатываться в газоохлаждаемом РРБН, а образующиеся в его активной зоне дополнительные делящиеся вещества послужат топливом для ВТР, который будет вырабатывать технологическое тепло;

г) удельные капитальные затраты на сооружение ЯЭС должны быть, по-видимому,  меньшими,  чем  для ЯЭС с жидкометаллическим РРБН;

д) реактор   явится   альтернативой  жидкометаллическому  РРБН,  если возникнут какие-либо трудности с применением последнего.

Однако достоинство газоохлаждаемого РБН — более высокий коэффи­циент воспроизводства (выигрыш по коэффициенту воспроизводства почти в 2 раза больше, чем выигрыш по времени удвоения массы топлива) — почти полностью теряется вследствие меньшей удельной плот­ности мощности в активной зоне и, как результат этого, необходимости создания более крупных наличных запасов ядерного топлива. В итоге оста­ется лишь преимущество, состоящее в намного большем излишке делящих­ся веществ. К недостаткам этого типа РРБН относится также высокое давление теплоносителя и необходимость его интенсивного перемешивания как при нормальной работе реактора, так и в случае возникновения не­поладок.

Рассмотренные направления совершенствования ЯЭУ за счет повышения эффективности процесса преобразования энергии остаются в значительной части объектом будущих исследований и разработок.

В заключение отметим, что прогнозирование развития ядерной энерге­тики ведется как бы в двух аспектах:

1) тщательное теоретическое и экспериментальное исследование наиболее перспективных объектов обыч­ными методами и

2) разработка все более теоретически совершенных мето­дов прогнозирования, особенно математического моделирования, с ис­пользованием системного подхода и т.д.

 Конечно, второе направление позволяет быстро и дешево получить резуль­таты, "закладывая" в модель любые исходные данные и константы. Однако в большинстве случаев именно эти данные и константы требуют тщательно обоснованного выбора, никак не зависящего от модели и быстроты ее расчета.

 

14.2.  ВОЗМОЖНОСТИ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ТЕПЛОФИКАЦИИ

До самого последнего времени развитие ядерной теплофикации сдержи­вала проблема радиационной безопасности эксплуатации ядерных устано­вок вблизи населенных пунктов, поскольку прокладывать теплотрассы на дальние расстояния нерентабельно. Однако опыт эксплуатации ЯЭС в СССР и за рубежом показал достаточно высокую надежность и безопасность их работы. В результате в последние годы созданию ядерных котельных :и теплоэлектроцентралей (ТЭЦ) особенно стало уделяться большое внимание Остановимся кратко на состоянии и перспективах решения этой проблемы, заключающейся в теплоснабжении не только отопительных систем, но и технологических процессов промышленности.

Многие страны, например США, ФРГ, Швеция, Чехия, Словакия, Фин­ляндия и др., уже проектируют, строят и начинают эксплуатировать ЯТЭЦ. Так, пущена в эксплуатацию первая крупная промышленная ЯТЭЦ около г. Мидленд в США, предназначенная для снабжения электроэнергией и теплом комплекса химических предприятий. Эта ЯТЭЦ состоит из двух блоков общей электрической мощностью 1300 МВт при расчетном тепло­фикационном режиме и 1600 МВт при чисто конденсационном режиме. Каждый блок состоит из ВВРД тепловой мощностью 2400 МВт и турбин большой конденсационной мощности. Теплофикационная турбина разви­вает электрическую мощность 625-650 МВт при расчетном теплофикацион­ном режиме и 800 МВт при конденсационном режиме. От каждой турбины  пар в количестве 900 т/ч поступает потребителям.

В ФРГ разработаны проекты ЯТЭЦ с реакторами ВВРК, графитогазовыми и принят проект с двумя ВВРК общей электрической мощностью около 1200 МВт для обеспечения электроэнергией и теплом промышлен­ных предприятий г. Людвигсхафен с населением около 200 тыс. человек. В Швеции планируется строительство ряда крупных ЯТЭЦ: в Стокгольме, [электрической мощностью 400 МВт с отпуском 1000 Гкал/ч тепла, рас­полагается   в   центре   города;   в   Гетеборге,  электрической  мощностью 580 МВт с отпуском 1120 Гкал/ч тепла, которое будет транспортироваться  по транзитным магистралям через тоннель от ЯТЭЦ, расположенной в 115 км от города. Существует проект использования второго блока ядерной конденсационной электростанции Барзебек, находящейся в 15 км от г. Лунда, для целей теплоснабжения.

В  Финляндии  для  энергоснабжения  г.  Хельсинки  спроектирована  и строится ЯТЭЦ в составе двух блоков с ВВР общей электрической мощ|ностью 600 МВт и теплопроизводительностью около 1200 Гкал/ч. Каждый ядерный блок имеет реактор единичной мощностью (тепловой) 1900МВт и теплофикационную турбину электрической мощностью 300 МВт  [552J. Проекты ЯТЭЦ разрабатываются и в других странах. В России, как известно, работает ЯТЭЦ в г. Билибино, в Туркменистане — в г.Шевченко. Созданы проекты срупных ЯТЭЦ на базе корпусных ВВР и графитоводных канальных реакторов (РБМК) с применением теплофикационных турбин, работающих насыщенном паре. На базе РБМК с ядерным перегревом пара могут быть разработаны проекты крупных ЯТЭЦ, оборудованные современными теплофикационными турбинами.

Считается, что правильное решение проблемы ЯТЭЦ требует коренного пересмотра существующей концепции развития теплофикации и разработки специальных требований к оборудованию и тепловым схемам ЯТЭЦ. Первоочередными задачами, связанными с определением экономической эффективности сооружения ЯТЭЦ, являются:

1) выбор типа и единичной мощности реакторов и теплофикационного оборудования, а также тепловых схем ЯТЭЦ;

2) выбор оптимальной степени концентрации мощности ЯТЭЦ, завися­щей   от радиуса охвата централизованным теплоснабжением потребителей промышленных центров  (по условиям безопасности и водоснабжения);

3) выбор оптимальных соотношений тепловой и электрической мощ­ности;

4) выбор областей применения одно- и двухтрубных систем теплоснаб­жения и др.

Наиболее сложен и важен выбор реакторов, особенно если учесть, что немалая доля тепла расходуется на технологические нужды промышлен­ности, для чего теплоносителем служит обычно пар. Предполагается, что при создании ЯТЭЦ проблема пароснабжения промышленных объектов может быть частично решена путем отпуска пара непосредственно из реак­тора или же с помощью установки на ЯТЭЦ турбины с производственным и отопительным отборами пара и конденсацией типа ПТК, в частности турбины ПТК-400/500-60. В дальнейшем эта проблема должна решаться применением на ЯТЭЦ высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, например с гелиевым охлаждением.

Развитие ЯТЭЦ будет происходить, вероятно, в два этапа.

1.В ближайшие 10—15 лет основные технические решения, связанные прежде всего с выбором типа ядерных реакторов, надежнее принимать на основе уже имеющегося опыта эксплуатации ЯЭС обычного типа, т.е. водо-водные реакторы под давлением и кипящие (там же, где не подходит ВВР-1000, можно использовать ВВРК электрической мощностью 500 МВт), а также графитоводные канальные; все эти реакторы должны использовать­ся в двухконтурных установках. Применение на ЯТЭЦ одноконтурного РБМК требует специального решения проблемы обеспечения надежной радиационной безопасности.

2. На втором этапе, через 10—15 лет, может оказаться целесообразным переход на другой тип реакторов, которые позволят получать пар с высо­кими начальными параметрами и обеспечивать нужды не только отопления, но и промышленной технологии.

 

14.3. ВОЗМОЖНОСТИ РАЗВИТИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ГЕЛИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ [3,13,15]

Выше уже были рассмотрены возможности развития различных типов высокотемпературных ядерных реакторов. Здесь очень кратко остановимся на одном из наиболее оптимальных вариантов ВТР, интенсив­но разрабатываемом в России, в котором в качестве замедлителя, отража­теля и основного конструкционного материала активной зоны используется графит, а теплоносителем служит гелий. Использование графита в качестве замедлителя, отражателя и основного конструкционного материала активной зоны, а также применение ядерного топлива в виде карби­дов и окислов урана позволяют достигать в ВТР значительно более высо­ких температур, чем в реакторах других типов.

Важнейшей проблемой, которая легко решается с помощью ВТР, являет­ся получение различных восстановителей, особенно водорода, путем паро­вой конверсии метана или газификации угля. Неограниченно большое количество водорода можно получить путем термохимического разложения воды и использовать не только для восстановления железа, но и главным образом как горючее для пиковых станций и транспортной энергетики.

Исследования последних лет показали, что гелиевый теплоноситель перспективен и для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (РРБН). Правда, в этом случае для обеспечения высокой теплонапряженности активной зоны необходимо большое давление теплоносителя, что увеличивает капитальные затраты на строительство корпуса реактора по сравнению с реактором с натриевым теплоносителем, а также усложняет систему аварийного расхолаживания. Однако большие масштабы развития ядерной энергетики будущего в условиях ограниченности экономически доступных ресурсов природного урана потребуют от реакторов-размножи­телей высоких темпов наработки плутония.

В этом случае РРБН с газовым охлаждением, имеющий лучшие физи­ческие характеристики, может оказаться более перспективным. В РРБН c гелиевым охлаждением коэффициент воспроизводства на 0,15 выше, чем у натриевых реакторов, что позволяет обеспечить малое время удвое­ния и снизить стоимость топливного цикла. В ВТР можно применять раз­личные топливные циклы: как чисто урановый (на слабообогащенном уране, который, в принципе, может быть реализован без химической переработки), так и циклы с использованием тория и плутония, причем в этих реакторах в связи с тем, что наибольшим выходом нейтронов обладает уран-233, особенно выгоден ториевый цикл, коэффициент вос­производства в котором достигает единицы.

Высокотемпературные реакторы этого типа вследствие высокого КПД оказывают меньшее тепловое воздействие на окружающую среду и нужда­ются в меньшем количестве охлаждающей воды, а в случае газотурбинной установки могут быть переведены на воздушное охлаждение.

Уже с уровня температуры 800-900° С, достигнутого в настоящее время, появляется возможность применения тепла реактора для различных высо­котемпературных процессов в металлургии, химии и других отраслях. Кроме того, малое время удвоения потребует перехода к окисным и нитридным композициям, стойкость которых легче обеспечить в хими­чески инертном гелии, чем в натрии. Таким образом, газовые РБН могут стать альтернативой реакторам с жидкометаллическим охлаждением как системы, способной обеспечить высокий темп развития ядерной энерге­тики. Успехи в развитии реакторов с гелиевым теплоносителем стали возможны благодаря достижениям в разработке высокотемпературных композиций, корпусов из предварительно напряженного железобетона, обеспечивающих высокую надежность и безопасность ЯЭС.

Если говорить об энергетическом использовании тепла ВТР, то при достигнутых температурах максимум эффективности может быть получен с паротурбинным контуром при температуре пара на входе в турбину  545-565°С, что соответствует серийным турбоагрегатам. При температурах  выше 800°С становится более эффективным газотурбинный контур, причём с гелием можно получить в целом одноконтурную установку малой . металлоемкости, на 10-15% меньшими, чем у паровых ЯЭУ, капитальными затратами и почти в 4 раза меньшей потребностью в охлаждающей воде, которая может быть заменена атмосферным воздухом, что снимет это  ограничение в выборе места строительства ЯЭС.

Технические проблемы развития ВТР связаны с обеспечением высокой температуры теплоносителя в реакторе, а также с передачей и использованием высокотемпературного тепла для различных процессов.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

                                                                                                                                      Таблица 6

Основные характеристики высокотемпературных гелиевых реакторов

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Ведутся теоретические и экспериментальные исследования, разрабаты­ваются проекты ЯЭУ с ВТР и строятся опытные и демонстрационные уста­новки. Так, например, разработана энергохимическая двухконтурная опытная установка с ВТР мощностью 50 МВт (эл.) и температурой гелия 280/800°С, параметры пара: давление 90 ат, температура 535°С. Пуск со­стоялся в 1985 г. Разрабатываются разные варианты установок для произ­водства технологического тепла температурой до 950°С, мощностью 500- 1000 МВт тепл. (обогащение топлива в первой установке было 21%, а в этой 10%). Производство электроэнергии 300—400 МВт, производство во­дорода (термохимия, конверсия метана) 100-80 нм3/ч. Предполагался пуск до 1990 г.

Разрабатывается проект демонстрационного гелиевого реактора на быст­рых нейтронах мощностью 300 МВт эл. Тепловая мощность 800 МВт, темпе­ратура гелия на выходе из реактора 600-850° С, давление гелия 160 кгс/см2, энергонапряженность 500 кВ/л, топливо диоксид урана-диоксид плутония, коэффи­циент воспроизводства 1,6—1,7, время удвоения 6—8 лет, параметры второ­го контура: 170 ат, 540°С, корпус из предварительно напряженного желе­зобетона, КПД ЯЭС 38%. Сроки строительства и пуска пока точно не опре­делены.

 

14.4.  КАКИМ РЕАКТОРАМ  ОТДАТЬ  ПРЕДПОЧТЕНИЕ [2,3,15]

Уже более чем 30-летний период разработок, исследований и эксплуатации быстрых реакторов-размножителей в нескольких странах позволяет прийти к заключению о немалых трудностях их широкого применения взамен совершенно неприемлемых в расчете на дальнюю перспективу обычных тепловых реакторов (рис. 35).

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Еще в 1960 г. были ясны два труднопреодолимых недостатка быстрых реакторов:

            1) низкая удельная мощность (из-за большой критической массы), что требует больших количеств делящихся материалов и горюче­го;

2) "низкое выгорание" — расходование лишь малой части делящихся материалов, содержащихся в каждой загрузке. В 1990г. эти недостатки остались главными проблемами быстрых реакторов. Но, кро­ме того, определенные трудности создает и использование в качестве тепло­носителя натрия, поскольку обычная вода непригодна из-за сильного замедления нейтронов, а газы (гелий и др.) требуют применения высоких давле­ний (более 15,0 МПа). Для обеспечения безопасной работы с натрием необходимо:

1) тщательное изготовление и контроль качества всего обору­дования, соприкасающегося с натрием;

2) создание дополнительных стра­ховочных кожухов на случай аварийной протечки натрия;

3) использова­ние чувствительных индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало аварии и принимать меры к ее ограничению и лик­видации.

Серьезным недостатком быстрых реакторов является ухудшение физи­ко-механических и ядерно-физических свойств топливной композиции (смеси топлива и сырья) в результате накопления продуктов деления и под действием интенсивного ядерного излучения и температуры. Вещество, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейше­го использования. Его приходится периодически извлекать из реакторов и заменять свежим, извлеченное топливо для восстановления первоначаль­ных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае, пишет ди­ректор Физико-энергетического института (в г. Обнинске) Государственного комитета по атомной энергии О.Д. Казачковский, это трудоемкий, длительный и дорогой процесс. Вследствие низкого выго­рания важный отрицательный эффект составляют неизбежные технологи­ческие потери топлива при регенерации. Если, например, концентрация топлива в топливной композиции 20%, а глубина выгорания композиции всего лишь 2%, то это означает, что каждый килограмм топлива перед тем, как полностью выгореть, должен 10 раз пройти регенерацию. Если в одном цикле регенерации потери составляют, например, 2%, то общие потери будут равняться 20%. Это равносильно в конечном счете снижению KB на 0,2, что также, вообще говоря, является неприемлемым.

Однако определенные успехи достигнуты на каждом из указанных на­правлений. Так, например, удалось создать твэлы, в которых достигается глубокое выгорание (до 10%) топливной композиции, в несколько раз большее, чем в тепловых реакторах. Правда, для этого пришлось несколь­ко поступиться величиной KB, применив вместо "чистого" металлического топлива менее выгодную, но зато более стойкую керамическую компози­цию на основе оксидного топлива (смеси окиси урана и окиси плутония). Напомним, что KB у быстрых реакторов равен 1,6 (на металлическом топ­ливе), а у тепловых реакторов 1,1.

Другая важная характеристика быстрых реакторов-размножителей — "время удвоения". Величина времени удвоения определяется двумя фак­торами:

1) коэффициентом воспроизводства и

2) удельной мощностью, т.е. производительностью реактора (в кВт/кг делящегося вещества, нахо­дящегося в реакторе и на химическом заводе, который производит для него ядерное топливо).

Тем самым удельная мощность — это мера скорос­ти "сгорания" ядерного топлива в реакторе. Поскольку "сгорание" каж­дого делящегося ядра приводит к некоторому увеличению всего ядерно­го топлива (определяемому KB), то, чем выше скорость "сгорания", т.е. чем выше удельная мощность реактора, тем короче время удвоения.

Таким образом, быстрые реакторы должны одновременно обладать и высокой удельной мощностью, и высоким КВ. Но эти условия предъявля­ют к реактору противоположные требования. Чтобы повысить удельную мощность, ядерное топливо в активной зоне не следует "разбавлять" ох­ладителями или конструкционными материалами, поглощающими нейтро­ны. Активная зона должна быть компактной, ядерное топливо — макси­мально высокой концентрации, но в этом случае активной зоне грозит расплавление из-за трудностей теплоотвода.

В тепловых же реакторах-размножителях этой проблемы нет. В них ядерное топливо всегда смешано с большим количеством замедлителя (графит, бериллий, тяжелая вода) и теплоносителя-охладителя, быстрые нейтроны замедляются до тепловых скоростей. Поэтому удельная мощ­ность тепловых реакторов-размножителей может почти в 5 раз превышать удельную мощность быстрых реакторов-размножителей. Отсюда получа­ется, что время удвоения у реакторов обоих типов должно быть в преде­лах до 10—20 лет, а в результате совершенствования процесса может быть доведено и до 6-8 лет. Кроме того, тепловые реакторы-размножители, обладая высокой удельной мощностью, предъявляют значительно более скромные требования к необходимому количеству ядерного горючего и сырья. Проблема выгорания в них обходится за счет "гомогенизации"

Основные направления  развития ядерных энергоустановок                    Основные направления  развития ядерных энергоустановок

                          Рис.36                                                                Рис.37

Рис. 36. Масштабы развития энергетики (заштрихованы зо­ны неопределенного использо­вания энергоресурсов)

            Рис. 37. Время удвоения мощ­ности ядерной энергетики

Рис. 38. Расход урана и необ­ходимые доли реакторов-раз­множителей (бридеров)

ядерного горючего и охладителя, т.е. за счет смешения их в топливный раствор или путем суспензирования хорошо раздробленного ядерного топ­лива в шламе

 

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

                          Рис.38

 

Два тепловых реактора-размножителя большой мощности — гомогенные эксперименталь-ные реакторы № 1 и 2 (НРЕ-1 и НРЕ-2) были построены и испытаны в Ок-Ридже (США). Их многолетние испытания сначала привели к отрицательному результату из-за неучета их весьма низкого периода удвоения (более 12-15 лет). Однако в последнее время концепция плав­ного перехода обычных тепловых реакторов в реакторы-размножители снова обсуждается на страницах зарубежной печати, привлекая внимание специалистов новым подходом.

I Технико-экономическое сопоставление водо-водных тепловых реакто­ров и быстрых реакторов-размножителей показывает, что конкурентоспобность вторых до 2030 г. сомнительна. Это обостряет вопрос экономии ресурсов природного урана, особенно в случае высоких темпов развития ядерной энергетики. Поэтому перспективным может стать быст­рое внедрение в ядерную энергетику тепловых реакторов-размножителей, обладающих существенно большей эффективностью использования топли­ва по сравнению с тепловыми (медленными) реакторами, работающими в незамкнутом топливном цикле, и менее дорогостоящих, чем быстрые реакгоры-размножители (рис. 36-38). Анализ нескольких реакторных стратегий  показал, что дол­говременное функционирование ядерной энергетики невозможно без быстрых реакторов-размножителей. Задержка же их ввода в промышлен­ную эксплуатацию, вызывающая повышен-ный расход природного урана, может быть компенсирована широким вводом тепловых реакторов-раз­множителей.

Оценка реакторных стратегий, в которых предусмотрено использование тепловых реакторов-размножителй (ТРР), показала, что комбинация более низкого коэффициента воспроизводства и более низкой удельной топлив­ной загрузки (по сравнению с БРР, обладающими высоким KB и удель­ной загрузкой топлива) может обеспечить такую же характеристику вос­производства, как и в случае БРР.

Усовершенствованная реакторная стратегия, разработанная в ФРГ на основе комбинации водо-водных тепловых реакторов, быстрых реакторов-размножителей и реакторов-конверторов с урано-плутониевым циклом (тепловых реакторов-размножителей), позволяет ядерной энергетике стать независимой от природного урана примерно через 50 лет после вво­да в эксплуатацию реакторов с повышенной эффективностью использо­вания топлива при отношении БРР к ТРР (указанного типа) показывают, что дальнейшее развитие ТРР нельзя откладывать. При этом, чтобы в максимальной степени способствовать сохранению ресурсов природного урана, в первую очередь надо развивать две концепции ТРР:

 1) водо-водный реактор, работающий на уране-233, уране-235 и тории-232 (начальная за­грузка) , применение тяжелой воды улучшает его показатели;

2) реактор с ториево-урановым или ториевым циклом; при небольшой подпитке торием реактор может функционировать в режиме самообеспечения топливом, для этого необходим замкнутый топливный цикл (с переработкой топлива).

 

16.5. ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ — БУДУЩЕЕ  ЭНЕРГЕТИКИ?

Подводя итоги мировых термоядерных исследований за примерно 20 лет, нельзя не отметить значительный прогресс как по удержанию плаз­мы, так и по ее нагреву, причем температура плазмы возрастала примерно в 10 раз каждые 5 лет. За этот же период параметр удержания  увеличился с 109 до 2 • 1013 с/см3
(напомним, что для самоподдерживающей­ся реакции синтеза требуется 1014
с/см3). Столь же быстро повышался и другой критерий — отношение получаемой термоядерной энергии к энергии, введенной в плазму, или к энергии, подведенной к термо­ядерной мишени в системах с инерционным удержанием плазмы. С 1974 по 1978 г. эта величина возрастала на порядок ежегодно. Для коммерческого реактора надо достичь Q > 10%. После этого центр тяжести должен быть перенесен на создание инженерного испытательного оборудо­вания, а затем можно проектировать экспериментальную и демонстра­ционные ТЯЭС. Недавно разработан один из вариантов программы США по токамакам. Вслед за TFTR и до момента создания установки следующего поколения FERF/TETR в конце 80-х годов предполагается провести испытания материалов и оборудования для магнитной и тритиевой систем. Создание экспериментальной ТЯЭС планируется на начало, а демонстраци­онной — на конец 90-х годов. Подобный план-график разработан для про­грамм по инерционному удержанию плазмы в США, ФРГ и Японии.

Строящийся международный термоядерный реактор ITER (ИТЭР), очевидно не скоро оправдает надежды, поскольку в концепцию его конструкции уже заложены ошибочные предположения, что высокотемпературную плазму можно удержать только магнитным полем, хотя ещё в семидесятые годы прошлого столетия было доказано, что такое удержание в принципе невозможно.

Таким образом, в этом столетии можно рассчитывать на появление лишь одной крупномасштабной ТЯЭС. Поскольку этап коммерческого внедрения в энергетику требует времени, а период проектиро­вания и строительства составляет 10 лет, мало оснований ожидать значи­тельного вклада (порядка хотя бы 10%) термоядерной энергетики в миро­вую выработку электроэнергии ранее 2050 г.

В связи с этим взоры обращаются в сторону быстрых реакторов-размно­жителей, научная осуществимость которых была доказана в 50-е годы, экспериментальные реакторы появились в 60-е годы, а демонстрационные ЯЭС — в 70-е годы.

Таким образом, возникает проблема выбора между форсированием развития быстрых и термоядерных реакторов или же оптимальным соот­ношением параллельного развития этих двух типов реакторов и соответ­ствующих энергоустановок на ближайшее и отдаленное будущее.

Прежде всего делается попытка установления критерия выбора между развитием РБН и ТЯР. Поскольку единого такого критерия выработать не удается, должны быть рассмотрены и учтены по крайней мере следующие показатели:

1) сроки строительства;

2) обеспеченность топливом;

3) сте­пень безопасности;

4) степень экологической чистоты;

5) социальная при­емлемость;

6) технологическая простота;

7) стоимость строительства и эксплуатации.

Анализ этих показателей свидетельствует о том, что, по современным представлениям, ТЯР по сравнению с РБН будут более безопасны и прием­лемы с социальной точки зрения, а также в отношении сохранения окру­жающей среды. Вероятно, запасы топлива все-таки окажутся для ТЯР более значительными, чем для РБН, однако для обоих типов реакторов они настолько велики для нескольких поколений, что нет оснований отдавать предпочтение тем или другим. По стоимости электроэнергии ТЯР, вероятно, очень незначительно могут уступать РБН. Кроме того, РБН технологически проще ТЯР и могут быть построены раньше. ТЯР в широком масштабе начнут применяться, вероятно, только через 30-40 лет. Поэтому РБН должны обеспечить требуемую выработку электроэнергии в период между  2020 — 2030 годами и в настоящее время надо всеми средствами форсировать развитие ЯЭУ с РБН, с тем чтобы растянуть имеющиеся запасы урана на несколько столетий на случай, если ТЯР по каким-либо причинам не будут технически освоены. В ожидании ТЯР крайне опасно по­лагаться на медленнонейтронные реакторы, использующие ограниченные запасы топлива, так как это может привести к энергетическому кризису со всеми вытекающими из него социально-экономическими и политичес­кими последствиями.

Однако этот анализ может корректироваться по мере получения новых результатов исследований, а затем результатов эксплуатации ТЯР и РБН, поэтому проблема эта должна обсуждаться и в дальнейшем.    

 

14.6. РАЗВИТИЕ  ЯДЕРНО-ВОДОРОДНОЙ И ЯДЕРНО-ЖИДКОУГЛЕВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ [2,3,14]

Итак, три глобальные проблемы: все возрастающая потребность в энер­гии, истощение запасов органических ископаемых горючих и все возрастаю­щее загрязнение окружающей среды -должны быть в той или иной степени решены с помощью развития ядерной энергетики, с которой возникает самая важная глобальная проблема — сохранение жизни на Земле, челове­ческой цивилизации (исключением ядерной войны).

Однако пока ядерная энергетическая техника в состоянии обеспечивать только производство электроэнергии, т.е. примерно четвертую часть потреб­ности в энергии, остальные же 75%, расходуемые на транспорт, теплофика­цию и технологические нужды промышленности, требуют разработки спе­циальных технических средств и технологических процессов преобразова­ния ядерной энергии в энергию более удобных для широкого применения энергоносителей.

Самым выгодным из таких энергоносителей является водород:

1)  это идеальное горючее с экологической точки зрения, так как про­дуктом его сгорания является вода;

2)  водород легко поддается хранению: в естественных подземных резер­вуарах (например, пористых, скальных породах), освобождающихся после выработки месторождений природного газа, в газгольдерах с жидкостным затвором, в криогенных емкостях (например, в танке емкостью 3,5 млн л жидкий водород обладает энергоемкостью 11 млн кВт • ч), в виде гидридов металлов и в растворенном виде;

3)   транспортировка и распределение водорода могут осуществляться с помощью систем трубопроводов;   и хотя объемная удельная теплота сгорания водорода втрое меньше, чем природного газа, но благодаря значи­тельно более низкой плотности и вязкости водорода можно, используя те же трубопроводы, втрое увеличить расход транспортируемого газа, приме­нив лишь более мощные компрессоры; дополнительные затраты (капиталь­ные и эксплуатационные) при этом легко окупаются; по сравнению же с передачей электричества посредством воздушных высоковольтных линий транспортировка водорода обходится значительно дешевле  (на расстоя­нии порядка 1500 км — примерно вдвое);

Возможности применения водорода в различных областях народного хо­зяйства чрезвычайно велики и разнообразны. Так, например:

1) в транспортной энергетике жидкий (и под высоким давлением газообразный) водород должен в будущем заменить бензин и тяжелые продук­ты переработки нефти (дизельное топливо, соляровое масло и жп.) на ав­томобилях, в авиации и т.п.; для этого, конечно, необходимо еще решить ряд проблем: безопасного и компактного хранения, безопасной эксплуата­ции, усложнения системы топливоподачи и других элементов конструк­ции, но зато будет исключено загрязнение атмосферного воздуха углекис­лым и угарным газами, окисью азота, а также ненасыщенными углеводоро­дами (которые ответственны, например, за снижение концентрации озона в верхних слоях атмосферы) ;

2) в стационарной энергетике водород может полностью вытеснить при­родный газ (сохранив его, как и нефть, для химической промышленности) в самых различных энергетических установках — для локальной выработки электроэнергии с помощью парогазовых турбин или электрохимических преобразователей энергии ("топливных элементов"); в установках, обес­печивающих пиковые нагрузки, на мелких промышленных предприятиях, в учреждениях сферы обслуживания, для зданий культурного, спортивно­го и общественного назначения, жилых домов, удаленных от крупных энергоцентралей, и т.п.

3)  в черной металлургии для прямого восстановления железа из руды с помощью смеси водорода и окиси углерода; разрабатываются установки и исследуются процессы восстановления железа из руд чистым водородом; при необходимости металлургическое производство может быть обеспече­но теплом: высокотемпературным (за счет сжигания водорода) и средне-температурным (непосредственно от ядерных источников энергии);

4)  в цветной металлургии использование водорода в качестве восстано­вителя цветных металлов из руд может полностью преобразовать это про­изводство, сделать его более эффективным (предложен, например, плазмохимический процесс восстановления окислов алюминия водородом, позво­ляющий получать более дешевый металл, чем при существующем способе);

5)  в химической промышленности, помимо использования водорода при синтезе аммиака, метанола, гидрогенизации жиров и т.п., значительное его количество потребуется для синтеза ряда органических продуктов;

6)  в быту водород может не только заменить природный газ на кухне, но и взять на себя такие функции, как отопление и, возможно, освещение жилищ.

"Сочетание ядерной реакции как источника энергии с водородом как энергоносителем — вот, на мой взгляд, наиболее эффективный путь реше­ния практически всех проблем энергетики, принимая во внимание сырье­вые, экологические и региональные аспекты", — писал в заключение приве­денного выше перечисления достоинств водорода академик В.А. Легасов, возглавлявший программу работ "Атомно-водородная энергетика и техно­логия" в СССР и соответствующий отдел в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. Для технической реализации ядерно-водород­ных систем предстоит создать надежную термохимическую или комбини­рованную электротермохимическую схему разложения воды, работающую при освоенных промышленностью значениях температуры технологических процессов; разработать специальный ядерный источник тепла для этой схемы; дать долгосрочное решение ресурсных задач по обеспечению энерге­тики источниками ядерного тепла, что связано с успехами осуществления программ по разработке и широкому внедрению реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок.

Отметим лишь, что важнейшей проблемой в системе ядерно-водородной энергетики  является экономически рентабельное произ­водство водорода с помощью ядерной энергии

В настоящее время мировое производство водорода основано главным образом на паровой конверсии природного газа. За рубежом для получе­ния водорода, помимо природного газа и нефти, используют также уголь (паровой риформинг). 

Однако при долгосрочном прогнозе методы получения водорода, осно­ванные на использовании органического ископаемого горючего, должны будут уступить место методам, использующим ядерную энергию и неор­ганическое сырье, среди которых пока наибольший интерес представляют замкнутые термохимические циклы, электролиз воды, а также различные комбинированные способы.

1.  Прямое термохимическое разложение воды на водород и кислород происходит при температуре порядка 3000°С, что связано с определен­ными техническими трудностями. Разложение воды можно осуществить и при значительно более низкой температуре   (порядка 600-1400°С, а иногда и при  100-500°С), если использовать определенную последова­тельность химических реакций, которые выполняют следующие три функ­ции:

1) связывания воды;

2) отщепления продуктов (водорода и кисло­рода);  

3) регенерации реагентов. Совокупность этих процессов образует идеальный двухстадийный термохимический цикл разложения воды, все тепло в котором подводится изотермически при макси­мальной температуре цикла, а остаточное тепло отводится при   минимальной температура цикла. Эффективность такого цикла определяется отношением количества тепла, выделяющегося при сжигании одного моля водорода, к тому количеству тепла, которое было затрачено на его получение.

Наиболее подходящими источниками энергии являются высокотемпе­ратурные реакторы с гелиевым охлаждением (ВТР); в перспективе это должны быть термоядерные реакторы или их комбинации с ВТР.

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Рис.39.  Система взаимосвязей в ядерно-водородной энергетике.

 

Однако в настоящее время единственным освоенным промышлен­ностью методом получения водорода из воды остается электролиз, кото­рый позволяет в отличие от других методов получать водород и кисло­род   высокой   чистоты,   что   необходимо   для   некоторых   производств (электрохимические   генераторы,   пищевая    промышленность   и    др.). Электролиз  отличается также простотой технологической схемы, высо­кой надежностью в эксплуатации, несложностью обслуживания установок. При электролизе воды под давлением получаемые газы не нуждаются в сжатии. Срок работы электролизеров без капитального ремонта 5-10 лет. Основной недостаток этого метода — его большая энергоемкость. В отличие от химических методов себестоимость электролитического водорода мало зависит от масштабов производства, так как основные затраты (около 70%) приходятся на расходуемую электроэнергию, но обыч­но она на 30—40% выше, чем при термохимическом разложении воды. Поиски оптимальных, часто комбинированных методов получения водорода и совершенствования других элементов системы ядерно-водо­родной энергетики продолжаются. При этом учитывается корродирующее влияние водорода на некоторые металлы, которые после контакта с ним становятся менее пластичными, хрупкими и под нагрузкой подвергаются расслаиванию. С возрастанием деления увеличивается вероятность разру­шения металла водородом, что особен­но опасно для баллонов хранения водорода, трубопроводов подачи водо­рода под давлением. Устраняется это разрушительное действие водорода применением в сталях легирующих компонентов (хрома и молибдена),

Рис. 40. Схема водородной энергетики

 

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

но это увеличивает стоимость сталей. Лучшими с экономической точки зрения являются никелевые и легированные никелем стали, а также стали, содержащие медь, алюминий. Высказывается предположение, что успешное формирование ядерно-водородной энергетики к 2020-2050 гг. должно пройти четыре этапа.

На первом этапе в качестве источника получения водорода можно использовать уголь, который при нагревании с водой образует смесь СО и Н2; СО затем будет окислен до СО2 и выброшен в атмосферу, а Н2 достав­лен по трубопроводу на ближайшую станцию, где он может быть использо­ван в зависимости от потребностей. Очень важно всячески стимулировать раннюю проверку этой системы в эксплуатации.

На втором этапе в качестве источника энергии для получения водорода должна использоваться ядерная установка. Водород будет доставляться в город и применяться для транспорта, получения электроэнергии, для удовлетворения бытовых нужд.

На третьем этапе получение водорода для небольшого города (с насе­лением до 10 тыс. человек) должно осуществляться с помощью солнечной энергии. Если это гористая местность, можно установить эксперименталь­ные крупные аэрогенераторы.

Рис. 41. Относительная стоимость передачи энергии по электрическим кабелям и водородопроводу: 1 — 200 кВ, 2 — 340 кВ, 3 — 500 кВ, 4 — 700 кВ

 

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

Рис. 42. Сверхзвуковой транспортный самолет грузоподъемностью 120,3 т и даль­ностью полета 9600 км

а — с жидким реактивным топливом (взлетная масса 681 т, масса пустого самоле­та 293,455 т); б — с жидким водородным топливом (взлетная масса 414,4 т, масса пустого самолета 236,971 т); 1 — баки для жидкого реактивного топлива в плоскос­тях, 2 — баки для жидкого водорода, 3 — носовой грузовой отсек, 4 — баки в плос­костях, 5 — кормовой грузовой отсек (размеры в футах, 1 фут =30,48 см)

 

 

Четвертый этап потребует больших капиталовложений (исчисляемых некоторыми авторами миллиардами долларов), поскольку будет заклю­чаться в переводе части энергетики на водород, например жилищно-ком­мунального хозяйства, транспорта, промышленности.

Основные принципы ожижения угля, известные в настоящее время, были разработаны еще в 20-е и 30-е годы. С тех пор установки для произ­водства жидкого горючего, которые, однако, не оправдывали себя эконо­мически (т.е. в условиях мирной жизни), применялись в Германии вплоть до конца второй мировой войны. Производительность гидрирующих уста­новок, действовавших во время войны, достигала 4,3 млн т в год, а производительность установок для получения синтетического жидкого горючего по методу Фишера-Тропша составляла 0,7 млн т в год.

Для получения жидких углеводородов существуют различные методы:

- прямое и непрямое гидрирование угля;

- газификация угля с получением окиси углерода и водорода и последующим синтезом по методу Фишера- Тропша, который дает на выходе жидкие продукты.

Все эти и другие разрабатывающиеся методы могут найти применение только в случае экономической целесообразности, т.е. когда жидкие и газообразные горючие, получаемые искусственно, окажутся дешевле, чем нефть и природный газ, добываемые в естественном виде. Однако, как уже отмечалось выше, правильнее "экономическую целесообразность" выражать не в денежной форме, а в виде отношения полученной энергии к затраченной на ее получение: чем больше это отношение, тем "дешевле" получаемое топливо, если же оно меньше единицы, никакого смысла в его получении нет.

Конкуренция между углем и ядерной энергией, с одной стороны, и нефтью и природным газом — с другой, обусловливает необходимость превращения угля в более высококачественные виды топлива, которые можно было бы легко транспортировать и подвергать дальнейшей пере­работке. Поэтому исследования в области переработки угля направлены на поиски новых методов его ожижения и газификации. Одновременно продолжается совершенствование известных методов, которые приме­нялись в свое время в промышленном масштабе. И те и другие изучаются в расчете на использование тепла от высокотемпературных ядерных реакто­ров, особенно в целях газификации угля.

Если бы удалось создать высокотемпературный реактор, который можно было бы экономически выгодно использовать в промышленном масштабе для получения тепла для газификации, ожижения угля и получения водо­рода, многие сложные проблемы будущей энергетики мира были бы разре­шены. Поэтому в ряде стран, включая Россию, проводятся исследова­ния, разработки и эксперименты по созданию надежных и экономичных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.

 

14.7. ЭКОНОМИЧЕСКАЯ  ОЦЕНКА ПЕРСПЕКТИВ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ [3-9,10]

Так, при оценке экономичности ЯЭС обычно прибегают к сравнению некоторых их показателей с такими же показателями ТЭС (например, угольных) равной мощности и предназначенных для строительства и эксплуатации в сходных условиях. Такой прием хотя и упрощает рас­смотрение вопроса, однако не может считаться абсолютно правильным, так как при этом не учитываются некоторые другие положительные осо­бенности ЯЭС. Одной из них является возможность строительства ЯЭС в местностях, не требующих близости к населенным пунктам, железным дорогам или ураново-ториевым разработкам, т.е. ЯЭС могут строиться в местах, наиболее выгодно расположенных по отношению к потребителям энергии, и даже под землей. Кроме того, при работе ЯЭС не выделяется отравляющих воздух и загрязняющих окружающую среду выбросов в виде пыли или вредных газов, хотя и добавляется система обеспечения безопасности на случай аварий.

Следует учитывать также разницу в опыте строительства ТЭС и ЯЭС: последние часто строятся впервые, а потому временно капитальные зат­раты по этой причине оказываются выше.

Одним из основных показателей экономичности электростанций явля­ется стоимость 1 кВт • ч вырабатываемой электроэнергии, вычисляемая делением затрат, необходимых для эксплуатации станции в течение года, на количество отданной потребителям электроэнергии. Одна часть этих затрат не зависит от условий эксплуатации станции, а другая зависит от степени ее использования, т.е. определяется стоимостью израсходованного топлива, почему и называется "топливной составляющей". Соотношение этих двух частей затрат различно для ТЭС и ЯЭС.

Особенности ЯЭС, тем более на начальной стадии их развития и эксплуа­тации, таковы, что в течение года 2-3 месяца ЯЭС простаивают для замены топлива (если нет устройства для его перегрузки на ходу), бывают оста­новки и по другим причинам, т.е. коэффициент использования мощности у них ниже, чем у ТЭС, хотя за прошедшие годы сделано многое для того, чтобы он стал высоким. Кроме того, надо учитывать стоимость топлива, которое выгружается из реактора в конце кампании, не будучи исполь­зованным, а также ряд других затрат.

В результате определение стоимости 1 кВт • ч и 1 кВт • года (равного 8760,1 кВт • ч) производится по формуле

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

 

 

 

 

где С — стоимость 1 кВт • года; К — капитальные затраты (стоимость строительства ЯЭС) ; к — процент, отчисляемый ежегодно от капитальных затрат; Э — расходы на эксплуатацию (содержание персонала и т.п.); N — установленная мощность ЯЭС, кВт эл.; n — коэффициент использо­вания мощности; Тн — стоимость свежей загрузки ядерным топливом; Тк — стоимость выгруженной части топлива; ? — КПД ЯЭС; S — кампа­ния (время пребывания свежего топлива в реакторе при средней мощ­ности) ; Qp — тепловая мощность реактора.

 

Первое слагаемое указывает на необходимость стремиться, помимо увеличения и, также к максимально возможному сокращению вели­чины К, что удобнее, величины K/N, т.е. стоимости установленного киловатта, причем одна ее часть относится к реактору, Kp/N, а другая — к сило­вой установке ЯЭС, KC/N.

 

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

Рис. 43. Зависимость удельной стоимости ЯЭС от мощности  (в ценах 1986 г.)

Основные направления  развития ядерных энергоустановок

Рис. 44. Стоимость электроэнергии (примерно в 1985 г.)

1 — составляющая эксплуатационных расходов, 2 — топливная составляющая, 3 — составляющая финансовых расходов: А — ЯЭС с легководным реактором, 2 ?1232 МВт (эл) ; Б — ТЭС на угле, 3 ? 781 МВт (эл.) ; В — ТЭС на нефти, 3 ? 781 МВт (эл.) ; Г- ТЭС с комбинированным циклом; Д — ТЭС с газотурбинным циклом

 

Первое слагаемое можно представить в форме Kp/rjQp. Отсюда следует, что стоимость реактора определяется его теп­ловой мощностью, и значит, увеличение КПД  установки приводит к удешевлению строительства реакторной части ЯЭС на К кВт электричес­кой мощности. Это, в частности, оправдывает  применение ядерного пе­регрева, позволяющего повысить максимальную температуру цикла, а зна­чит, и КПД ЯЭУ. Уменьшение капитальных затрат достигается и увели­чением единичной мощности блока реактор-турбина (рис. 43-44). Другим фактором, с увеличением которого уменьшается стоимость 1 кВт • года, вырабатываемого ЯЭС, является входящая в знаменатель второго слагаемого величина SQvl(Tn-TK). Эта величина почти точно (с некоторой условностью, не имеющей практического значения) прямо пропорциональна глубине выгорания ядерного топлива, определяемого как отношение (МВт-т)/сут, т.е. как количество тепловой энергии, вырабатываемой в реакторе каждой тонной урана. При этом следует иметь в виду, что:

а) величина Т„-ТК зависит от качества топлива, например его обога­щения ураном-235, и, следовательно, от его стоимости: чем выше обо­гащение, тем выше Т, хотя при этом возможно и некоторое относительное снижение Гк; вообще величина Тп—Тк для разных типов реакторов имеет оптимальное значение и определяется расчетом;

 

      Основные направления  развития ядерных энергоустановок

                                 Рис. 45. Затраты на эксплуатацию ЯЭС

1 — реактор с относительно низким значением второго слагаемого, 2 — первого слагаемого

                                           Основные направления  развития ядерных энергоустановок

Рис. 46. Стоимость элект­роэнергии на ЯЭС в зависи­мости от производства и ис­пользования плутония (1-3 -реакторы на тепловых ней­тронах)

1 — производится мно­го плутония, высокие капи­таловложения, 2 — произ­водится мало плутония, не­высокие капиталовложения 3 — образующийся плуто­ний используется в том же реакторе, 4 — бридер (реактор-размножитель) на быстрых нейтронах, 5 — то же, но с более низкой стои­мостью сооружения

График_1_1

 

Рис. 47. Сравнение угольных (1) и ядерных (2) электростанция а — расчетные затраты в год, б — стоимость 1 кВт • ч

б) возможное значение величины S, длительности кампании, также за­висит от степени начального обогащения урана, но ограничивается физи­ческими характеристиками ядерного топлива, имеющего предел радиа­ционной стойкости (выявлению и расширению этого предела и разъясне­нию природы этого явления посвящено немало важных работ).

С целью уменьшения разности ТН-ТК часто принимаются меры для повышения Тк, что, в частности, зависит от стоимости плутония, содержа­щегося в отработавшем топливе, которая колеблется в широких преде­лах. Поэтому практически могут создаваться реакторы с различной вели­чиной первого и второго слагаемых при одинаковой стоимости единицы вырабатываемой энергии, но с различной величиной капиталовложений.

На рис. 46 показана принципиальная зависимость стоимости 1 кВт • ч от цены плутония (стоимости единицы веса) для ЯЭС с реакто­рами различных типов. Закономерности 1 соответствуют, например, реак­торы английских, французских и других ЯЭС, в которых используется природный уран и одновременно с электроэнергией производится плуто­ний для военных целей. Закономерности 2 соответствуют реакторы Белоярской и Нововоронежской ЯЭС, а также почти все ЯЭС США. Зако­номерности 3 соответствует реактор, наиболее пригодный для ЯЭС, работающих на пиковых нагрузках. Закономерности 4 и 5 отвечают ЯЭС с реак­торами-размножителями на быстрых нейтронах (РРБН), использующими в качестве топлива плутоний и расширенно его производящими. Таких кривых, зависящих от большого числа факторов, можно построить очень много, и каждая из них будет соответствовать вполне определенному реальному реактору.

Из рис. 46 следует, что если при современной стоимости плутония а производство его в некоторых тепловых реакторах является более выгод­ным, чем в РРБН, то при возможной стоимости  конкурировать в стои­мости вырабатываемой энергии будут только РРБН (4) и реакторы на тепловых нейтронах с использованием в них же образующегося в процес­се кампании плутония (работа без регенерации ядерного топлива). При более низкой стоимости строительства РРБН (5) конкурентоспособными, даже при более высокой цене на плутоний (точка с), будут уже только РРБН и тепловые реакторы типа (1), иногда называемые конверторами. Это объясняет, в частности, почему на Женевской конференции 1964 г. делался упор (и это можно рассматривать также как одну из тенденций) на необходимость рассматривать перспективу РРБН в общем экономи­ческом плане создания ядерной энергетики и прежде всего в направлении отыскания простых (в смысле дешевых) и коротких по времени процес­сов технологической переработки плутония, т.е. другой путь снижения стоимости плутония, открытие богатых месторождений урана и удешевле­ние производства урана как исходного сырья, не является определенным.

На основании изложенного можно утверждать, что возможность эконо­мичного использования для целей энергетики РРБН зависит от химиков и конструкторов: чем скорее они решат указанную выше очень нелегкую задачу, тем скорее человечество получит неограниченное количество деше­вого энергетического топлива.

Однако нельзя считать, что в будущем все ЯЭС будут работать в одина­ковых условиях. Из рис. 47 следует, что ЯЭС, эксплуатирующиеся не при очень высоких значениях использования мощности и, реакторы с низ­ким значением первого слагаемого в формуле затрат (2), а именно дешевые в строительстве, должны быть предпочтительнее. Характер гра­фиков на рис. 47 аналогичен получающемуся при сопоставлении харак­теристик ЯЭС с газографитовыми реакторами на природном уране (кри­вая 7) и ЯЭС с кипящими водными одноконтурными реакторами, исполь­зующими слегка обогащенный уран (кривая 2)..

В капиталистических странах развитие ядерной энергетики тесно свя­зано с быстро меняющейся топливно-энергетической и общей экономи­ческой ситуацией, что обусловливает постоянное изменение основных эко­номических показателей сооружаемых ЯЭС, их стоимостных показателей.

Публикуемые материалы свидетельствуют о крайней неустойчивости, неопределенности и конъюнктурности экономических оценок развития ядерной энергетики, выражаемых в стоимостной денежной форме.

Как уже отмечалось выше, твердым показателем, характеризующим эффективность энергоустановок вообще и ядерных в частности, может быть только коэффициент, выражающий отношение полученного коли­чества полезной энергии к количеству энергии (включая овеществленную в оборудовании, затраченную на получение информации и т.д.), затрачен­ной на это.

Что касается денежных оценок, то следует помнить, что деньги появля­ются на завершающей стадии трудового процесса как некий его эквива­лент, более удобный для обмена, чем сам продукт человеческого труда. Однако сложные условия социально-экономической, общественно-поли­тической и духовно-психической жизни человеческого общества, неустой­чивость его потребностей, меняющихся часто под действием таких слу­чайных факторов, как кризисы, войны, мода и т.п., не позволяют деньгам быть действительно однозначным эквивалентом трудового процесса, т.е. затраченной и "сбереженной" в нем энергии (или негэнтропии), курс денег всегда выше или ниже этих величин. Кроме того, люди и государства накопили такие огромные богатства в виде ценностей, значительно более дорогих, чем золото, что его стоимость тоже стала весьма неустойчивой. В результате и золотой эквивалент, вероятно, на заре денежной системы выражавший количество энергии, затраченной горняком или старателем на поиски, добычу, транспортировку, обработку и даже охрану этого ред­кого металла, тоже теряет свое значение. Ведь именно поток энергии регу­лирует денежное обращение. Денежный цикл функционирует только при наличии постоянного притока к нему энергии, хотя движение энергии и движение денег в нем противоположны. Взаимосвязь между потоками денег и энергии станет понятной, если учесть, что деньги обращаются только в том случае, когда существует товарообмен и движение энергии.

 

 

 

15. ГЛАВНАЯ ПРОБЛЕМА — СДЕЛАТЬ ЯДЕРНУЮ ЭНЕРГИЮ ИСТОЧНИКОМ ПРОГРЕССА, А НЕ ОРУДИЕМ ГИБЕЛИ ЧЕЛОВЕЧЕСТВА [3,19]

Еще более 30 лет назад, сразу после того как была обеспечена безопас­ность Родины — создано ядерное (1949 г.) и впервые в мире термоядерное оружие (1953 г.), И.В. Курчатов выступил с трибуны Верховного Совета СССР с призывом к правительствам и народам мира "превратить атомную энергию из орудия разрушения, каким она может стать, в могучий источ­ник энергии, несущий благосостояние и радость всем людям на Земле". А еще в 1946 г. СССР выдвинул проект Междуна­родной конвенции о запрещении производства и применения ядерного оружия. За прошедшее время эта проблема выросла до масштабов глав­ной глобальной проблемы (энергетической, экологической, военно-поли­тической и т.д.), для решения которой необходимы две группы предпо­сылок: научно-технические и социально-политические, т.е. борьба за мир, за разрядку напряженности, за международное сотрудничество.

Причинами глобальных и близких к ним ядерных катастроф могут быть:

1) накопление и выход из разрушающихся хранилищ радиоактивных отходов;

2) аварии и катастрофы масштабов Три-Мэйл_Айлендской, Чернобыльской и большего;

3) ядерная война мирового и регионального масштаба.

4) Разрушение хранилищ отходов, хотя и маловероятно, но возможно как в результате действия различных природных явлений (коррозия, воздействие подземных вод, твердых частиц, несомых воздухом, живот­ных, стихийные бедствия: землетрясения, извержения вулканов, навод­нения и т.п.), так и в результате действий людей (случайные разрушения при взрывных строительных работах, последствия применения обычного оружия в локальных военных конфликтах, преступные разрушения могиль­ников с диверсионными целями), включая психически ненормальных.

5) Проблема максимального уменьшения риска аварий, а тем более катастроф, успешно решается мировым сообществом, объединившим свой опыт и интеллектуально-творческий потенциал в ряде организаций (МАГАТЭ, ВАО АЭС и др.). Ведь за 35 лет в 27 странах, включая такие плотнонаселенные, как Япония, Франция и др., построено порядка 435-ти энергоблоков общей мощностью 318 ГВт эл.,  еще 97 строится (из них в СССР-России 47 энергоблоков мощностью 38 ГВт, и еще порядка 20 строится), на которых бывает в среднем от 0,1 до 2,6 неплановых остановок в год на один блок. Но произошла лишь одна небольшая авария-катастрофа на ЯЭС в Три-Майл-Айленд (США) и одна крупнейшая катастрофа в Черно­быле (СССР), причем обе в основном по вине персонала. И хотя ущерб, нанесенный последней, очень велик, но и горький положительный резуль­тат — изучение ее причин и последствий — огромен.

6) Ряд публикаций был посвящен оценке возможных потерь в мировой ядерной войне. В некоторых "доказывается", что человеческие потери в этой войне будут "умеренными" (в сравнении с 50 млн погибших во вто­рой мировой войне). Так, например, известный американский футуро­лог, физик и математик, основатель и директор Гудзоновского института прогнозирования по заказам правительства и корпораций Г. Кан издал в 1960 г. нашумевшую книгу "Термоядерная война", в которой на основании множества расчетов приходит к выводу, что "для спасения Европы от России" и "наказания Советского Союза"… можно развязать термоядерную войну. "Приемлемую цену за нее" он определил "в пре­делах от 10 до 60 млн американцев. Причем экономика после такой войны "восстановится очень быстро", так как она "более живуча, чем даже сала­мандра, у которой отрастают новые органы вместо утраченных". Так, по его расчетам, если погибнет 40 млн человек, то экономика восстановит­ся через 20 лет, а если 80 млн, то через 50… При этом он допускает, что в результате генетических последствий от проникающей радиации за войну придется расплатиться 20, 30 и даже 40 поколениями людей. Но даже это, по его мнению, далеко от полного уничтожения человечества… Через 20 с лишним лет, несмотря на множество расчетов, полностью опровергав­ших "исследования" Г. Кана, его "концепции" придерживалась администра­ция США во главе с президентом Р. Рейганом. А ведь за это время в сотни и тысячи раз возросло количество ядерного взрывчатого материала, осо­бенно плутония, одного куска которого, размером с теннисный мяч, доста­точно для уничтожения всего живого на Земле…

По данным вице-президента АН СССР Е.П. Велихова, сотня боеголовок способна нанести катастрофический ущерб крупнейшему государству, а стратегическая ядерная подводная лодка США класса "Огайо" несет 240 боеголовок. Нужно учитывать также радиоактивное заражение почвы, водных ресурсов и атмосферы, что унесет множество жизней уже после войны. Существуют и глобальные последствия войны, например влияние на озонный слой, резкое повышение непрозрачности атмосферы вследствие попадания в нее огромного количества аэрозолей в результате взрывов и пожаров ("парниковый эффект") и т.д. Таким образом, плоды науки впервые позволяют уничтожить не только все достижения человеческой цивилизации, но и саму жизнь на Земле, причем практически мгновенно. Поэтому 80-е годы — один из самых критических периодов в истории чело­вечества. С одной стороны, это годы расцвета науки и расширения сфер ее влияния, с другой — это период, когда борьба за мир, предотвращение термоядерной  катастрофы  стала  самой важной задачей людей планеты.

Однако проблема предотвращения ядерной войны сводится не только к борьбе за мир, но и к комплексу мероприятий, надежно обеспечиваю­щих невозможность случайного возникновения войны как вследствие нарушения психики или "идеологической ненависти" к противнику лиц, которые должны "нажать кнопку начала войны", так и в результате раз­личных дефектов ЭВМ системы управления ракет, системы сбрасывания бомб с самолета и т.п. Поскольку любые меры предотвращения таких слу­чайностей приводят лишь к уменьшению вероятности их возникновения, только полное уничтожение ядерного оружия решит эту проблему со 100%-ной вероятностью.

Все большее накопление ядерного оружия и распространение его по многим странам не только увеличивает риск термоядерной катастрофы, но и сильно тормозит развитие мирной ядерной энергетики, поскольку ядерное топливо, и прежде всего плутоний, в большом количестве расхо­дуется на оружие. Особенно замедляется развитие быстрых реакторов, а, кроме того, реакторы на тепловых нейтронах работают не в оптималь­ном для выработки электроэнергии режиме, а в режиме, наивыгоднейшем для наработки плутония определенного качества. Засекреченность же этих установок и процессов тормозит их совершенствование. Цены на плутоний военные поддерживают высокими, мало приемлемыми для мирного использования. Наконец, на совершенствование ядерного оружия отвлекаются огромные силы ученых, инженеров и других специалистов, а также оборудование и финансы от развития мирной ядерной энергетики .

Основанная на реальном политическом мышлении деятельность уже при­вела к заключению договора об уничтожении ядерных ракет средней и меньшей дальности; ведутся переговоры о сокращении 50% стратегических вооружений СССР и США. Этот договор, обоюдно доверительный и демокра­тический контроль за его осуществлением стали первыми шагами на пути к полному уничтожению обычного оружия и к переходу от конфронтации к сотрудничеству между государствами с разными политическими систе­мами. Тем более, что эти системы все более сближаются как в результате бурного развития СНТР, автоматизации и кибернетизации производства, в котором в США к 2000 г. будет занято лишь 8-10% населения и почти некому и некого будет "эксплуатировать", так и в результате быстро развивающегося процесса гуманизации и   повышения социально-экономи­ческого уровня жизни народов во всех странах. Ведь еще 40 лет назад осно­ватель кибернетики Н. Винер писал, что, когда СНТР будет завершена (ориентировочно к 2000 г.), "средний человек со средними и еще меньши­ми способностями, очевидно, не сможет предложить для продажи ничего, за что стоило бы платить деньги", и тогда придется "построить общество, основанное   на   человеческих  ценностях,   отличных   от  купли-продажи" (цит. по: [27, с. 132]), а значит — и без рыночной экономики.

А позже в этом обществе будущего могут возникнуть и другие проб­лемы. Так, писатель-фантаст С. Лем в романе "Возвращение со звезд" рассказывает пессимистично, но правдоподобно о состоянии людей, вер­нувшихся на Землю через 127 лет, когда техника и производство достигли высочайшего развития. Герой романа захотел отдохнуть в кресле, и оно свернутое в букет, мгновенно раскрылось, "почувствовав" его желание, и приняло его тело. Круглый столик быстро подбежал к нему на согнутых ножках, а автоматическая рука протянула бокал с прохладительным напит­ком. Человек захотел есть — и из специальных ниш выдвигаются столы, покрытые "скатертями-самобранками". Транспорт — движущиеся тротуары и дороги, похожие на вертолеты "ульдеры". К услугам людей бассейны, кино, театры, места отдыха и т.п. Все мечты человека как будто бы осу­ществились, но делать и желать ему стало нечего…

Это конечный итог полной автоматизации и кибернетизации, а затем и бионизации производства, которые возможны только при наличии доста­точных ресурсов энергии и после решения множества технических, произ­водственных и социальных проблем. Но до его достижения придется бо­роться с такими явлениями, как истощение энергетических и предметных ресурсов, загрязнение окружающей среды, психические последствия малой занятости, гиподинамии людей и т.д. Эти явления по мере развития научно-технического прогресса будут заявлять о себе все более грозно, объединяя людей для борьбы с ними за свое выживание и счастливое будущее всего человечества в условиях ноосферы — "сферы разума" на Земле, предсказан­ной русским ученым академиком В.И. Вернадским более 55 лет назад, которая будет функционировать циклично в соответствии с количеством энергии, поступающим на Землю с солнечным излучением и другими возоб­новляющимися   энергоресурсами   (движение   вод,   воздуха,   тепло  недр Земли и т.п.).

Научно-техническая

Техническая Ассоциация эксплуатационников электро­станций ФРГ (по существу международная) — УйВ в те­чение длительного времени проводит ежегодные конгрес­сы, посвященные как общим, так и относительно узким, частным вопросам работы и развития электростанций различных типов (тепловых, атомных и др.) и их обору­дования.

Анализируя программу конгрессов и содержание док­ладов, многие из которых публикуются в журнале «УйВ Кгай-йтегк^есЬтк», можно сказать, что, по крайней мере в последние годы, конгрессы УйВ — это наиболее пре­стижные и самые интересные конференции по этой важ­нейшей отрасли техники и экономики.

В сентябре 1990 г. очередной конгресс «Электростан- ция-1990 г.» состоялся в г. Эссене (ФРГ) и, как обычно, привлек внимание большого числа энергетиков и энергомаши­ностроителей, эксплуатационников, конструкторов и иссле­дователей. Следует отметить, что среди не только участ­ников, но и докладчиков были весьма широко представ­лены технические университеты, в первую очередь ФРГ, что показывает тесную связь обучения в них с наукой, прежде всего прикладной. Было несколько совместных со­общений— представителей высшей школы, электростан­ций и фирм.

конференция в ФРГ

Среди участников были представители более 20 стран, в том числе почти всех европейских, а также США и др.

Одновременно с конгрессом проходила довольно боль­шая техническая выставка, где свою продукцию, а также результаты новых разработок и исследований, итоги экс­плуатации показывали практически все фирмы ФРГ, име­ющие отношение к энергетике и энергомашиностроению, соответствующие многочисленные кафедры технических университетов.

На конференции и выставке присутствовало много молодых специалистов.

Как обычно, конференции такого рода не только да­ют участникам ценную научно-техническую информацию, способствуют личным контактам, но в определенной сте­пени предваряют экономические, торговые, по совместно­му производству и иные соглашения.

В конгрессе 1990 г. впервые принимала участие со­ветская делегация. Всего на конгрессе было прочитано более 80 докладов, которые можно условно разделить на несколько групп (на конгрессе было два пленарных заседа­ния, работали одновременно четыре секции).

Общие доклады были посвящены перспективам разви­тия мировой энергетики (В. Хлубек, ФРГ), этике приме­нительно к проблемам энергетики (В. Корф, ФРГ), со­стоянию и тенденциям развития энергетики в отдельных странах (Р. Джамб, Англия, Г. Кауц, ФРГ, Г. Рёдер, ГДР). Докладчики отмечали, что, несмотря на успехи в энергосбережении, нельзя обойтись без дальнейшего раз­вития энергетики, без решения кардинальных задач: эко­логических, экономических, по реконструкции и пр.

Чрезвычайно большое место было уделено атомной энергетике. Единственным голосом против дальнейшего развития АЭС (но не за ликвидацию существующих) было выступление представителя Министерства экономики и технологии земли Северный Рейн — Вестфалия, где про­ходил конгресс. Эта, как говорилось, чисто политическая позиция была отвергнута практически единогласно, всеми выступающими в докладах и в дискуссии. Во всех до­вольно многочисленных выступлениях по проблемам АЭС и их оборудованию подчеркивалась необходимость повы­шения безопасности (А. Биркофер, ФРГ), совершенство­вания АЭС как при проектировании, так и при эксплуа­тации. К нашему удивлению, тема «Чернобыля» практиче­ски отсутствовала в дискуссиях и десятках докладов, за­трагивающих эту проблему. Большая серия сообщений относилась к парогенераторам АЭС, которые признаны «слабым местом» оборудования атомных электростанций.

Р. Карле из Франции, несмотря на то что сейчас там на базе ядерного горючего вырабатывается более 70% электроэнергии, сообщил о планируемом дальнейшем раз­витии АЭС в своей стране. В условиях обсуждения у нас экономических реформ небезынтересен был доклад Ф. Бра­уна (Англия) о намечаемой приватизации атомной энер­гетики. Напомним, что в настоящее время большая часть английских АЭС имеет сегодня уже и физически, и в не­малой степени морально устаревшее оборудование на базе газоохлаждаемых реакторов. О необходимости и целесо­образности развития АЭС в ФРГ говорилось в сообщении В. Рудольфа, а многие считают, что развитие АЭС — один из наиболее эффективных способов удовлетворения новых, весьма жестких законов, связанных с экологией.

О сложной энергетической ситуации на территории бывшей ГДР указывалось в докладе Г. Рёдера. Там нача­то строительство и планируется полностью остановить АЭС Норд. Вообще многие подчеркивали, что атомная энергетика, больше чем иные отрасли техники и промыш­ленности, требует скрупулезного выполнения всех норм, всех требований по качеству, по уровню эксплуатации и т. д. В. Бернштейн из Дрезденского технического универ­ситета подробно проанализировал состояние энергетическо­го оборудования на территории ГДР и путях его рекон­струкции. Напомним, что значительная часть электростан­ций в ГДР, в частности все мощные паровые турбины, строилась заводами Советского Союза или с их помощью.

Следует отметить, что при широте проблем, связан­ных с энергетикой, практически (за исключением двух, не первостепенных докладов) не уделялось внимания так на­зываемым альтернативным путям ее развития. Возможно, что это объясняется отсутствием интереса к ним в ФРГ, однако о них не было речи и в сообщениях представите­лей тех стран, где ветряные, солнечные, геотермальные ус­тановки получили определенное развитие. По мнению ав­тора обзора, наша эйфория по поводу развития этих на­правлений не подкрепляется технико-экономическими вы­годами.

Чуть ли не каждый второй доклад касался экологии, по общему мнению, самой острой и актуальной проблемы не только энергетики, но вообще промышленности. Здесь шла речь о новых циклах об оптимальных методах рабо­ты котельных установок, об очистке дымовых газов, о раз­личных, иногда далеко не традиционных путях снижения выбросов N0* и СОг (Англия, ФРГ). В связи с тем, что во многих европейских, в первую очередь в восточноев­ропейских странах в котлах ТЭС и ТЭЦ используются лигниты, некоторые доклады были посвящены оптимально­му сжиганию, повышению эффективности котельных уст­ройств и различного оборудования, работающих на лигни- тах и бурых углях плохого качества. Конкретным мерам решения экологических задач применительно к паротур­бинным электростанциям, работающим на минеральном топливе, были посвящены выступления докладчиков из ФРГ, Дании, Нидерландов, Австрии. К сожалению, до­статочно четких и убедительных доказательств и приме­ров создания так называемых экологически чистых элект­ростанций было очень мало, явно недостаточно, чтобы можно было говорить о решении этой важной и весьма заманчивой задачи.

Достойно большое место среди докладов из некото­рых стран (в первую очередь ФРГ) было посвящено па­рогазовым установкам, их высоким к. п. д., уже достиг­нутой сегодня высокой надежности и многим преимущест­вам. Некоторые выступавшие отводят парогазовым уста­новкам весьма большую роль в развитии энергетики уже в ближайшее время. Укажем, что практически шла речь только о чисто бинарных ПГУ с котлами-утилизаторами. В то же время мало внимания было уделено непосредст­венно оборудованию этих ПГУ, в том числе созданию га­зовых турбин с весьма высокой температурой на входе в газовую турбину. В одном из докладов говорилось об ис­пользовании, ПГУ для комбинированной выработки тепла и электроэнергии и о различных методах повышения их к. п. д., например паровых турбинах трех давлений. Од­нако основной проблемой, о которой шла речь при обсуж­дении тех или иных вопросов, связанных с ПГУ, остава­лась проблема экологии.

В отличие от того, что было в Европе примерно 10 лет тому назад, достаточно большой интерес был проявлен к созданию и работе ТЭЦ и вообще к комбинированным системам выработки тепла и электроэнергии. Этому были посвящены доклады Э. Франца (Австрия), Г. Вааде, Б. Белее и др. (ФРГ), Б. Трояновского (СССР).

Целая серия докладов относилась к диагностике как энергоблоков в целом, так и их оборудования и даже его отдельных узлов (доклады из ФРГ, Швейцарии). Особое внимание уделялось эксплуатационным показателям и ди­агностике паровых турбин (доклады В. Рисса, Г. Дибе- лиуса, П. Виткофа, В. Цёрнера и др.). Эти и другие со­общения по диагностике показали, что даже при опти­мальной конструкции оборудования и качественном его изготовлении высокие характеристики надежности, манев­ренности, экономичности, повышение ресурса работы мо­гут быть обеспечены только при развитой (иногда вклю­чающей сотни точек измерений — информаций) автомати­зированной системе диагностики.

Принимая во внимание, что автор обзора — турбинист й не мог присутствовать на проходящих одновременно че­тырех секционных заседаниях, можно отметить, что в нескольких интересных для специалистов докладах (Г. Шретера из Штутгарта, Д. Вергманна и др. из фир­мы «Сименс» и Я. Биткофера и др. из АББ) рассматрива­лись пути совершенствования цилиндров низкого давле­ния мощных паровых турбин. Как правило,— и сегодня это характерно для проблем такого рода — здесь сочета­лись чисто аэродинамические и вибрационные проблемы.

В сообщениях, прочитанных на конгрессе, рассматри­вались также некоторые частные проблемы: качество ар­матуры для АЭС, градирни, динамика котлов, водоподго- товка. Ряд докладов был посвящен конкретным электро­станциям, итогам их работы, их реконструкции. Примером этого может быть доклад о реконструкции котлов двух блоков ТЭС Коссово в Югославии.

Конференция вызвала большой интерес широкого круга специалистов. И собственно конференция, и выстав­ка были хорошо и четко организованы, в чем, безуслов­но, заслуга руководителей — К. Книзия и Г. Шиллинга.

Надо надеяться, что наши специалисты примут уча­стие в последующих ежегодных конгрессах УОВ.

 

Сокращение количества типов сооружаемых реакторов

Сокращение количества типов разрабатываемых и сооружаемых реакторов на тепловых нейтронах для АЭС в России объясняется тем, что решающих преимуществ в экономическом плане предла­гаемые многочисленные типы реакторов не имеют, т.е. в техниче­ском и экономическом отношении они в общем различаются срав­нительно мало. В то же время строительство реакторов многих типов сильно бы затруднило отечественную промышленность, ибо при … Continue reading

Россия и США, лидеры в сфере энергетики

В России и в США на водо-водяных реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя используют обычную воду. В этих случаях можно применять металлический, окисный, карбидный уран и др., но это уже частности, технологические детали, а в принципе главное различие заключается в применении урана — природного или обогащенного. Для создания атомных энергетических реакторов ученые Со­ветского Союза предложили … Continue reading

АЭС в других странах мира

Для Италии, Японии, Индии, ФРГ и других стран это обстоя­тельство пока не имеет такого значения, так как эти страны соору­жают АЭС либо с помощью ведущих в области атомной энергетики стран, т. е. полностью по проектам и с поставкой оборудования и ядерного горючего странами-поставщиками, взявшими на себя обязанности по сооружению АЭС, либо покупают ядерное горючее в … Continue reading

Уран-графитовые реакторы во Франции

Во Франции, так же как и в Англии, был принят тип уран-графитового реактора на природном уране и тоже в связи с отсутст­вием на раннем этапе развития атомной энергетики во Франции заводов по обогащению урана. Уран-графитовые реакторы с газо­вым охлаждением обеспечили Франции независимость в первый период развития атомной энергетики, так как она смогла орга­низовать добычу природного … Continue reading

Методы созда­ния высокотемпературных реакторов в Англии

В 1971 г. английским правительством была создана специальная комиссия, в которую вошли руководители центрального элект­роэнергетического управления и управления по атомной энер­гии для определения стратегии развития атомной энергетики в Великобритании. Эта комиссия представила доклад, в котором изложила основ­ные направления развития атомной энергетики. Предложения комиссии свелись к следующему: 1) все усилия должны быть сосредоточены на создании реакторов … Continue reading

Прототип реактора AGR

В Виндскейле работает прототип реактора AGR (мощность тепловая 126 Мет, электрическая 39 Мет) с температурой пара на турбине 429° С. Коммерческий серийный реактор по техниче­скому замыслу должен иметь температуру пара на входе в турбину порядка 510—550° С. Отсюда тепловой к. п. д. также выше на реак­торах AGR. На магноксовых АЭС к. п. д. равен 24—32%, … Continue reading

Плутоний

Великобритания на первых порах создания двухцелевых реак­торов (получение плутония-239) для военных целей и электро­энергии предпочла также сооружение энергетических реакторов на природном уране, так как в тот период не имела своих заво­дов по обогащению урана. В Англии, в районе Честера (граф­ство Чешир), только в последние годы сдан в эксплуатацию газо­диффузионный завод по обогащению природного урана ураном-235. … Continue reading

Реакторы конверторы

Реакторы конверторы с уран-ториевым циклом имеют высокий коэффициент воспроизводства и требуют значительно меньше урана, чем обычные водо-водяные реакторы. Однако из-за недоста­точности воспроизводства топлива они требуют постоянной догруз­ки ураном, особенно в значительных количествах для загрузки новых установок. Из всех существующих реакторов-конверторов только тяжело-водный реактор способен достаточно быстро обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах, все другие реакторы-конверторы … Continue reading

Гидростабилизированный га­зойль

Органический теплоноситель — гидростабилизированный га­зойль (реактор АРБУС),— проходя через активную зону, выделяет тяжелые полимеры, которые постепенно «осмоляют» твэлы, забивают их проходные сечения и снижают тем самым теплоотдачу. Поиски более стойких органических жидкостей, успехи, достиг­нутые в последние годы в изучении эффекта Фаулинга, способы очистки теплоносителя, а также осмоленных твэлов путем обдува горячим кислородом позволяют надеяться, что … Continue reading