2.13.4. Ядерная энергетика

На втором месте по значению в энергоресурсах техносферы стоит ядерное топливо, главный источник которого — ископаемый уран. Большая часть урана в литосфере сильно рассеяна.

По данным Мировой энергетической конференции (МИРЭК), общие геологические рудные запасы урана составляют 20,4 млн т, в том числе разведанные — 3,3 млн т. Содержание урана в породах большинства месторождений, имеющих перспективное коммерческое значение, колеблется от 0,001 до 0,03 %. Поэтому приходится производить значительное рудное обогащение. Природный уран на 99,3 % состоит из изотопа U-238 и содержит только 0,7 % изотопа U-235, в котором возможна самопроизвольная цепная реакция. Для промышленных целей производят изотопное обогащение ура­на с доведением содержания U-235 до 3 %. Такой уран используется в большинстве современных реак­торов.

При расходовании 1 кг урана в активной зоне реактора выде­ляется в зависимости от физических условий до 65 ТДж (65 Тера Дж = 6510¹² Дж) теплоты. Это соответствует сжиганию 2300 т угля. Если в качестве перспек­тивного ресурса принять разведанные запасы, то общее количест­во энергии, которое можно получить в реакторах на тепловых нейтронах, составит около 1000 ЭДж = 100010 ¹⁸ Дж/год. Для реакторов - размножите­лей на быстрых нейтронах, использующих реакцию деления U-238 и нарабатывающих плутоний, этот потенциал может возрасти до 140000 ЭДж и в 2,5 раза превысит сумму разведанных запасов ор­ганических топлив. Но значительная часть этого ресурса уже переведена в оружейный плутоний. Кумулятивное потребление урана всеми стра­нами за 50 лет приблизилось к 1,5 млн т. Для этого понадобилось переработать не менее 10 млрд т горной массы.

В настоящее время в 32 странах мира работает 434 реактора АЭС с суммарной тепловой мощностью около 1200 ГВт(ГигаВт)=120010⁹ Вт. Они потребляют за год около 60 тыс. т урана, а их доля в общем техногенном выделении теплоты от использования невозобновимых энергоресурсов составляет 10 %.

Перспективы использования энергии ядерных реакций связаны как с относительно большими запасами ядерного топлива, так и с щадящим воздействием на среду. К преимуществам относится возможность строительства АЭС, не привязываясь к месторождениям ресурсов, поскольку их транспортировка не требует существенных затрат в связи с малыми объемами. 0,5 кг ядерного топлива позволяет получать столько же энергии, сколько сжигание 1000 т каменного угля.

До середины 80-х годов человечество в ядерной энергетике видело один из выходов из энергетического тупика. Только за 20 лет (с середины 60-х до середины 80-х гг.) мировая доля энергии, получаемой на АЭС возросла до 15 – 17 %, а в ряде стран стала превалирующей. Ни один другой вид энергетики не имел таких темпов роста.

До недавнего времени основные экологические проблемы АЭС связывались с захоронением отработанного топлива, а также с ликвидацией самих АЭС после окончания допустимых сроков эксплуатации (около 30 лет) Имеются данные, что стоимость таких ликвидационных работ составляет от 1/6 до 1/3 от стоимости самих АЭС. В последнее время предпринимают меры по увеличению ресурса работы энергоблоков первого поколения до 35 - 40 лет, второго поколения - до 50 лет, построенных и введенных в эксплуатацию с 1971 по 1993 гг.).

При нормальной работе АЭС выбросы радиоактивных элементов в среду крайне незначительны. В среднем они в 2-4 раза меньше, чем от ТЭС одинаковой мощности.

К маю 1986 г. 400 энергоблоков работавших в мире и дававших более 17 % электроэнергии, увеличили природный фон радиоактивности не более чем на 0,02 %. До Чернобыльской катастрофы в нашей стране никакая отрасль производства не имела меньшего уровня производственного травматизма, чем АЭС. За 30 лет до трагедии при авариях, по нерадиационным причинам погибло 17 человек. После 1986 г. главную экологическую опасность АЭС стали связывать с возможностью аварий. Хотя вероятность их на современных АЭС невелика, но она и не исключается (по последним оценкам вероятность аварии  10 ^-3 - 10^-5 в год.

К наиболее крупным авариям такого плана относится случившаяся на 4 блоке Чернобыльской АЭС (ЧАЭС). Суммарный выброс продуктов деления в реакторе составил от 3,5 % (63 кг) до 28 % (50 т). Бомба, сброшенная на Хиросиму, дала только 740 г радиоактивного вещества.

Радиоактивное загрязнение территории в радиусе более 2 тыс. км, охвачено более 20 государств. В пределах бывшего СССР это 11 областей (17 млн. человек). Общая площадь загрязненных территорий 8 млн га. Наиболее сильно загрязнены Брянская, Калужская, Тульская, Орловская обл., пятна загрязнений – Белгородская, Рязанская, Смоленская, Ленинградская и др.). В результате аварии погиб 31 человек, более 200 человек – лучевая болезнь. 115 тыс. человек эвакуировано из наиболее опасной 30 км зоны сразу после аварии.

После аварии на ЧАЭС отдельные страны приняли решение о полном запрете на строительство АЭС (Швеция, Италия, Бразилия, Мексика). Швеция намеревалась демонтировать все 12 действующих реакторов, дававших 45 % электроэнергии страны. Резко замедлились темпы развития ядерной энергетики в других странах.

Однако в этот же период были приняты меры по усилению защиты от аварий существующих, строящихся и планируемых к строительству АЭС.

Вместо реакторов РБМК (энергоблоков с канальными кипящими реакторами на тепловых (медленных) нейтронах), перешли к более широкому использованию водо-водяных реакторов под давлением ВВЭР, имеющих большую степень безопасности при внештатных ситуациях и кроме активной еще и пассивную систему защиты, а также реакторов на быстрых нейтронах БН, охлаждаемых натрием. Применение в реакторах БН уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать энергетические запасы плутония, но и утилизировать оружейный плутоний, а также “сжигать” долгоживущие изотопы (актиниды) из облученного топлива ядерных реакторов.

Пришло осознание того, что без атомной энергетики на современном этапе не обойтись, поэтому строительство и ввод в строй новых АЭС постепенно увеличиваются. В настоящее время в мире действует более 500 атомных реакторов. Около 100 реакторов строится.

На территории России – 9 АЭС с 29 реакторами установленной мощности 21,2 ГВт. Из них 22 реактора приходится на наиболее населенную часть страны. Централизованное государственное управление 8-ю АЭС с 25 энергоблоками осуществляет Росэнергоатом, из них 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК (разрушенный на ЧАЭС реактор был этого типа), 13 реакторов ВВЭР, в том числе 7 реакторов типа ВВЭР-1000, 6 реакторов ВВЭР-440, 4 реактора типа ЭГП-6, 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Доля АЭС во всей вырабатываемой электроэнергии в России составляет 15 % и распределяется следующим образом: в европейской части - 28 % от всей электроэнергии, в северо-западной части - 45 %. Намечается расширение действующих АЭС: Калининской (3-го, 4-го блоков), Балаковской (5-го и 6-го блоков), Ростовской – (2-го блока), Курской (5-го блока). Начинается строительство Башкирской (планируется пуск в 2011 г.) и Архангельской АЭС.

Много реакторов в настоящее время, по количеству больше, чем на АЭС, установлено на подводных лодках, ледоколах и на космических объектах .

Себестоимость производства электроэнергии на ветроэлектростанции примерно в 23 раза выше, чем на АЭС. Затраты труда на выработку 1000 МВт/ч оцениваются для солнечной электростанции в 10-40 тысяч человеко-часов, для тепловой электростанции на органическом топливе - в 200-500 человеко-часов, для атомной электростанции - не более 200 человеко-часов. В США стоимость электроэнергии, производимой различными энергоносителями составляет (цент/ кВтчас): АЭС – 1,9 , уголь – 3,42, мазут – 4,14, для АЭС во Франции – 1 цент/кВтчас, Германии – 2,5, Великобритании – 3,3. Сравнение ТЭС и АЭС по воздействию на окружающую среду приведено в табл. 2.6.

Ученые Великобритании подсчитали, что при выработке энергии, которую потребит за свою жизнь средний англичанин, если использовать уголь, то в отходах окажется до 20 м³ высокорадиоактивной токсичной золы. При производстве такого же количества энергии на АЭС отходов будет немногим более 20 л, из них высокорадиоактивных всего 0,14 л.

Таблица 2.6

Сравнение АЭС (реакторы на тепловых нейтронах) и ТЭС

по расходу топлива и воздействию на окружающую среду

(мощность электростанций 1000 МВт, работа в течение года)

Факторы воздействия на среду	ТЭС	АЭС
Топливо	3,5 млн т угля	1,5 т урана или 1000 т урановой руды
Загрязнители:
Углекислый газ	10 млн т	-
Окись углерода	500 т	-
Сернистый ангидрид и другие соединения	138 - 400 тыс. т	-
Окислы азота	21 тыс. т	-
Зола	100 тыс. т	-
Зольная пыль	4,5 тыс. т	-
Радиоактивные вещества	-	2 т
Выделение теплоты 65109 кДж при сжигании	2300 т угля	1 кг урана
Объем подогретых вод, км3	1,5	3 - 3,5
КПД	35 – 40 %	30 – 31 %

По степени экологическо­го риска влияние электрических станций различных типов можно сопоставить в условных единицах: тепловые электростанции на угольном топливе - 250 единиц, ветро-электростанции - 70 единиц, солнечные электростанции - 60 единиц, гидроэлектростан­ции - 5 единиц, атомные элек­тростанции - 1,5 единицы.

Радиоактивный фон элек­тростанции на угольном топ­ливе в 20-километровой зоне доходит до 0,6 мбэр/год, это примерно в 20 раз больше, чем для атомной электростан­ции той же мощности в нормальном режиме работы. Бе­зопасная же доза радиоактивно­сти для населения по санитар­ным нормам - 0,5 бэр в год.

Неизбежный результат работы АЭС – тепловое загрязнение вод. На единицу получаемой энергии здесь оно в 2 – 2,5 раза выше, чем на ТЭС, где больше тепла отводится в атмосферу. Следствием больших потерь тепла на АЭС является более низкий КПД по сравнению с ТЭС.

Виды воздействия АЭС на среду:

1. Разрушение экосистем и их элементов (почв, грунтов, водоносных структур и т.п.) в местах добычи руд (особенно при открытом способе);

2. Изъятие земель под строительство самих АЭС.

Особенно значительные территории отчуждаются под строительство сооружений для подачи, отвода и охлаждения подогретых вод. Для электростанции мощностью 1000 МВт требуется пруд-охладитель площадью около 800 – 900 га. Пруды могут заменяться гигантскими градирнями с диаметром у основания 100 – 120 м и высотой, равной 40-этажному зданию.

3. Изъятие значительных объемов вод из различных источников и сброс подогретых вод. Если эти воды попадают в реки и др. источники, в них наблюдается потеря кислорода, увеличивается вероятность цветения, возрастают явления теплового стресса у гидробионтов.

4. Не исключено радиоактивное загрязнение атмосферы, вод и почв в процессе добычи и транспортировки сырья, а также при работе АЭС, складировании и переработке отходов, их захоронениях.

Задача обеспечения гарантиро­ванной безопасности населе­ния и окружающей среды в настоящее время ре­шается через реализацию концеп­ции создания ядерного энер­гетического реактора с внут­ренне присущей безопаснос­тью в сочетании с пассивными системами безопасности.

Создаваемые сейчас ядерные энергетические реакторы по­вышенной безопасности в ситуации, аналогичной чер­нобыльской, безопасны. За­ложенная в них концепция внутренней самозащищенно­сти обеспечивает неуязви­мость реактора к ошибкам персонала, отказам и дефек­там оборудования. При возникнове­нии каких-либо причин, про­воцирующих самопроизволь­ный разгон мощности, про­исходит самоглушение реак­тора вплоть до полного оста­нова мощностного эффекта.

При реализации концеп­ции внутренней самозащи­щенности внедрены такие новые качества, как самоцир­куляция теплоносителя (воды) в реакторе и самоох­лаждение активной зоны. Это - пассивные системы безо­пасности, функционирование которых не зависит ни от ка­ких внешних факторов. На­личие таких систем исключа­ет вероятность возникнове­ния наиболее опасных ава­рийных ситуаций с расплав­лением активной зоны.

Одна из стратегических линий развития атомной энергетики в России в настоящее время - создание АЭС с естественной безопасностью.

Это означает переход к новейшей разработке, обеспечивающей качественно новый уровень безопасности - реактору на быстрых нейтронах с охлаждением жидким свинцом БРЕСТ- ОД – 300, работающему на смешанном нитридном уран-плутониевом топливе.

Свинец, используемый в реакторе как теплоноситель, не вступает во взаимодействие с водой и воздухом, не горюч, радиационно стоек, слабо активируем.

Реактор способен за один цикл работы сжигать до 80 кг как “собственных” долгоживущих изотопов, так и полученных из ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах. Демонстрационный блок планируется создать к 2010 г.

В процессе ядерных реакций выгорает лишь 0,5 – 1,5 % уранового ядерного топлива. Ядерный реактор мощностью 1000 МВт, работающий на изотопе урана U-235 за год работы дает 60 т радиоактивных отходов. Часть из них перерабатывается, а основная масса требует захоронения, технология которого сложна и дорогостояща. Одна из этих технологий: облученное ядерное топливо (ОЯТ) перегружается в бассейны выдержки, где за несколько лет существенно снижается радиоактивность и тепловыделение. Захоронение обычно проводится на глубинах не менее 500 – 600 м в шурфах, расположенных на расстоянии, исключающем возможность атомных реакций.

США не приняли окончательного решения об облученном ядерном топливе (ОЯТ) и продолжают хранить его в режиме временного хранения. Япония, Франция и Великобритания избрали путь замкнутого ядерного топливного цикла, которого придерживается в настоящее время и Россия и Китай. Путь создания замкнутого топливного цикла известен — внедрение реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством вторичного ядерно­го горючего — плутония, что позво­ляет существенно повысить коэффици­ент использования природного урана и обеспечить долгосрочное развитие атомной энергетики.

Переработка отходов по замкнутому ядерному топливному циклу сводится к разделению и концентрации повторно используемых изотопов, составляющих 97 - 98 % ОЯТ и выделению настоящих отходов в количестве 2-3 % от объема ОЯТ в возможно малом объеме и получении твердых отходов. Предполагается создавать реакторы и схемы переработки ОЯТ на основе отказа от накопления в хранилищах и включения плутония, очищенного от высокорадиоактивных осколков деления, в состав облучаемого и рециклируемого топлива энергетических реакторов, т.е возвращать плутоний в ядерный топливный цикл, в том числе и уже накопленные запасы.

Хотя планы широкого развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах не были осуществлены, в Рос­сии продолжает работать завод по пе­реработке ядерного топлива, отработав­шего в коммерческих реакторах (ВВЭР440) и транспортных ядерных энергети­ческих установках. На этом заводе ра­диохимическим способом выделяют так называемый «энергетический» плутоний, которого к настоящему времени нако­пилось уже более 30 тонн.

Однако в ближайшей перспективе в России не предусматривается строи­тельство значительного количества ре­акторов на быстрых нейтронах, в кото­рых можно очень быстро и эффективно «сжечь» накопившийся плутоний. В на­шей стране также отсутствует и про­мышленное производство уран-плуто­ниевого топлива (по терминологии, при­нятой в мире, — МОХ-топливо) как для быстрых реакторов, так и для тепловых. Это не позволяет получить лицензию на использование МОХ-топлива в действу­ющих реакторах на тепловых нейтронах — ВВЭР-1000. Хранение же накопивше­гося плутония экономически невыгод­но, поскольку требует значительных зат­рат. Наиболее приемлемая альтернати­ва в сложившейся ситуации — быстрое строительство завода для изготовления МОХ-топлива и применение его в дей­ствующих реакторах ВВЭР-1000.

Десятки энергетических реакторов в европейских странах – Франции, Бельгии, Германии, Швейцарии, Англии, Японии работают на смешанном уран-плутониевом оксидном топливе (МОХ (“MOКС”)– топливе), лицензии на использование МОХ – топлива на АЭС есть в США. В РФ отсутствует промышленное производство МОХ – топлива как для быстрых реакторов, так и для тепловых. МОХ-топливо можно было бы использовать в действующих реакторах ВВЭР-1000.

В топливе, которое в настоящее время эксплуатируется в реакторах ВВЭР-1000 используется диоксид урана с содержанием делящегося изотопа U-235 около 3,5 – 4 %. Содержание диоксида плутония в МОХ-топливе, в зависимости от его происхождения (оружейный или энергетический) составляет 4,5 – 6 % (остальное диоксид обедненного урана). По ресурсным показателям и показателям безопасности МОХ-топливо практически не отличается от уранового. Можно сказать, что все используемое сегодня топливо в реакторах всех типов является, по сути, МОХ-топливом. Ведь при размещении самой обычной урановой топливной сборки в активную зону в ней под воз­действием нейтронного потока проис­ходит процесс ядерной трансмутации с получением плутония. В результате после полутора-двух лет эк­сплуатации обычное урановое топливо по всем показателям практически не отличается от МОХ-топлива.

Россия накопила достаточно боль­шой опыт использования МОХ-топлива в атомной энергетике: несколько десят­ков топливных сборок были установле­ны в реактор БН-600 на Белоярской АЭС. Но, в отличие от реакторов на теп­ловых нейтронах, в МОХ-топливе для быстрых реакторов содержится около 20 % плутония. А создание промышлен­ного производства смешанного уран-плутониевого топлива с концентраци­ей последнего на уровне 4,5 - 5,5 % пока остается проблемной задачей.

Чтобы ускорить решение проблемы по созданию МОХ-топлива для АЭС с реакторами ВВЭР, было начато сотруд­ничество с французским Комиссариа­том по атомной энергии, фирмой “Кожема” и немецкой фирмой “Сименс”. Сотрудничество предусматривает стро­ительство в России специального заво­да на основе оборудования и техноло­гии, которые используются сейчас во Франции и Германии с учетом российских разработок. Предполагается, что производимое на заводе топливо бу­дет использовано на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, и в первую очередь на Балаковской, а в перспективе - на Кали­нинской и Нововоронежской АЭС.

Вопросы для самопроверки

1. Что понимают под природными ресурсами ?

2. В чем отличие исчерпаемых ресурсов от неисчерпаемых ?

3. Как меняются энергетические потребности производства и какими энергоресурсами они обеспечиваются ?

4. Назовите основные воздействия ТЭС, ГЭС и АЭС на окружающую среду.

5. Какие решения проблемы исчерпания уранового топлива и переработки радиоактивных отходов предлагаются ?

6. Сравните ТЭС, ветроэлектростанции и АЭС по воздействию на окружающую среду ?