Харитонов Енергетика

ядерным реакторам и их топливным циклам INPRO (International Project on Innovation Nuclear Reactors and Fuel Cycles), развиваемого с марта 2001 г. под эгидой МАГАТЭ (рис. 5.28). Цель проекта INPRO – выработка принципов обеспечения приемлемости и эффективности крупномасштабной ядерной энергетики в XXI в., т.е.:

•удостовериться, что ядерная энергетика способна удовлетворить потребности в энергии в XXI в. в приемлемой для общества форме;

•объединить как обладателей технологии, так и будущих пользователей технологии для рассмотрения совместных действий, необходимых для достижения желаемых усовершенствований в ядерных реакторах и топливных циклах.

С начала 2007 г. в проекте участвуют 28 стран мира. С 2004 г. проект INPRO включен в регулярный бюджет МАГАТЭ. Период прогноза для INPRO составляет 50 лет.

Требования к «большой ядерной энергетике». В настоящее время во многих странах мира зреет понимание возможности осуществления замыслов основоположников ядерной энергетики: пе-

реход от ядерной энергетики ограниченного масштаба на теп-

ловых реакторах, выросших из задач военной техники, к крупно- масштабной энергетике (сотни ГВт в России и тысячи ГВт в мире) на основе быстрых реакторов (РБН).

Каким требованиям должна удовлетворять столь масштабная энерготехнология? Основными требованиями к любой крупномасштабной технологии являются ее безопасность и конкурентоспо-

собность.

Применительно к энерготехнологиям можно говорить о трех компонентах безопасности [5.37], [5.41]:

•ресурсная безопасность, т.е. обеспеченность данной энерготехнологии топливом и другими необходимыми материалами (конструкционными, теплоносителями и т.д.) для длительного функционирования;

•безопасность топливного цикла означает, что никакие про-

цессы в элементах всех предприятий топливного цикла (добыча, перевозка и сжигание топлива, накопление отходов), а также внеш-

ние воздействия на них (землетрясения, взрывы, наводнения, пожары, террористические акты или человеческие ошибки) не должны наносить непоправимый ущерб населению и окружающей среде;

•утилизационная безопасность означает, что снятие с экс-

плуатации объектов энерготехнологии, включая захоронение отходов, не должно порождать неразрешимых санитарно-гигиени- ческих и экологических проблем.

В [5.37], [5.41] отмечено: «Лучшая защита от опасности – это отказ от опасных технических решений, если обеспечение безопасности не удовлетворяет критерию экономической целесообразности». Требуется переход от стереотипа «чем дороже, тем безопаснее», к норме «чем безопаснее, тем дешевле». Сегодня есть все основания говорить о том, что ядерная энергетика может быть трансформирована в крупномасштабную энерготехнологию без ограничений по топливу, безопасности и отходам.

Методология INPRO. В рамках международного проекта INPRO под эгидой МАГАТЭ ядерная энергетика рассматривается как целостная система, которая должна включать все стадии производства энергии от добычи и транспорта топлива до уничтожения отходов. В основу первого этапа проекта INPRO были положены:

•определение роли ядерной энергетики для устойчивого развития глобального, регионального и национального уровней;

•выявление требуемых характеристик АЭС и ЯТЦ;

•разработка методики и моделей сравнительного анализа различных вариантов инновационных проектов АЭС и ЯТЦ.

В целях валидации методологии INPRO рассматриваются четыре национальные инновационные ядерные системы:

•Аргентина с реактором CAREM-X,

•Индия с усовершенствованным тяжеловодным реактором

AHWR,

•Российская Федерация с реактором БН-800,

•Южная Корея с топливным циклом DUPIC.

Топливный цикл DUPIC разрабатывается в Южной Корее для сокращения потребностей в исходном сырье и трехкратного снижения накапливаемых запасов выгружаемого ОЯТ в расчете на

единицу электроэнергии, произведенной на АЭС с реакторами CANDU и PWR. По этой технологии невыгоревший уран из топлива реакторов PWR загружается в топливо реакторов CANDU. Бук-

вально DUPIC это Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU. Опти-

мальными, с точки зрения физики реакторов, свойствами должна обладать топливная композиция с 1,0 мас. % 235U и 0,45 мас. % 239Pu. Содержащегося в одной облученной ТВС реактора PWR диоксида урана достаточно для изготовления 2 – 3 DUPIC-ТВС.

Проект INPRO включает участников не только из стран, обладающих развитой ядерной энергетикой, но и из развивающихся стран, нуждающихся в росте энергетики. Поэтому методология INPRO предусматривает развитие полноценной инфраструктуры в странах, планирующих строительство АЭС, для обеспечения их безопасной эксплуатации.

5.4.2. Международный проект GIF-IV

Три поколения реакторов. В настоящее время в отечественной и мировой ядерной энергетике выделяют три поколения действующих и строящихся ядерных энергоблоков. Первое поколение энергоблоков разработано и построено до выхода в свет основных нормативных документов по безопасности ядерной энергетики [5.37]. В России к первому поколению относят 12 энергоблоков (3-й и 4-й энергоблоки Нововоронежской АЭС, 1-й и 2-й энергоблоки Кольской, Ленинградской и Курской АЭС, 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ). Второе поколение энергоблоков спроектировано, построено и модернизировано в соответствие с нормативными документами 1973 – 1988 гг. В России это 18 энергоблоков (1-й, 2-й и 4-й энергоблоки Балаковской АЭС, 1-й и 2-й энергоблоки Калининской АЭС, 3-й и 4-й энергоблоки Кольской, Курской и Ленинградской АЭС, 5-й энергоблок Нововоронежской АЭС, 1 – 3-й блоки Смоленской АЭС, 3-й блок Белоярской АЭС, 4-й блок Балаковской АЭС и 1-й блок Ростовской АЭС) [5.37].

Новые концепции реакторов третьего поколения включают дальнейшее ужесточение требований к безопасности реакторов на

основе механизмов пассивной (внутренне присущей) безопасности и международных критериев безопасности, предотвращения и ослабления аварий, а также физической защиты и нераспространения ядерных материалов. В качестве реакторов третьего поколения в России рассматриваются проекты ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500, БН800 и ряд проектов средней и малой мощности.

Цель проекта GIF-IV. По инициативе США в январе 2000 г. стартовала Программа «Generation-IV» (Поколение-4) для разработки нового поколения ядерно-энергетических систем – реакторов 4-го поколения и топливных циклов (от добычи урана до захоронения отходов), коммерциализация которых может начаться не позднее 2030 г. Эта программа вскоре была развита в полномасштаб-

ный международный проект GIF (Generation-IV International Forum). Пять стран (США, Франция, Япония, Канада, Англия) подписали в феврале 2005 г. соглашение о совместной разработке шести отобранных типов ядерных реакторов (рис. 5.29). На начало 2007 г. в проекте участвуют 12 стран. В 2006 г. в состав участников включена Россия.

Главная цель проекта GIF-IV сформулирована следующим образом: разработать и внедрить к 2030 г. одну или несколько конкурентоспособных ядерных систем энергоснабжения, в которых будут решены проблемы эксплуатационной безопасности, обращения с радиоактивными отходами, нераспространения ядерных материалов, что позволит получить общественную поддержку для широкого развития ядерной энергетики. Реакторы 4-го поколения должны работать на таком топливном цикле, который сводит к минимуму производство долгоживущих отходов и при этом экономно использует урановые запасы.

Шесть типов реакторов. Для научно-исследовательской и конструкторской проработки были отобраны шесть типов ядерных реакторов (рис. 5.30):

1) газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах GFR (GasCooled Fast Reactor),

2) реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем

LFR (Leed Cooled Fast Reactor),

3) реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

SFR (Sodium Cooled Fast Reactor),

4) легководный реактор со сверхкритическими параметрами па-

ра SCWR (Supercritical Water Cooled Reactor),

5) сверхвысокотемпературный реактор VHTR (Very High Temperature Reactor),

6) реактор на расплаве солей MSR (Molten Salt Reactor).

Реакторы четвертого поколения, спроектированные с учетом требований к «большой ядерной энергетике» INPRO и GIF-IV, будут построены около 2030 г.

Хронология жизненного цикла реакторов четырех поколений показана на рис. 5.31.

5.4.3. Международные центры ядерного топливного цикла

Широкомасштабное мирное использование ядерной энергии неразрывно связано с двумя противоречивыми тенденциями.

1.Необходимость снижения рисков распространения ядерных (оружейных) материалов и ужесточения контроля над чувствительными производствами ЯТЦ.

2.Стремление ряда стран к энергетической независимости, созданию ядерных мощностей и укреплению своей экономической независимости от крупных поставщиков ядерного топлива.

В связи с обеспокоенностью распространением ядерного оружия Президенты США и России практически одновременно выступили в 2006 г. со сходными идеями. Инициатива США направлена на создание «Глобального ядерно-энергетического партнерства (GNEP)» с целью объединения усилий государств, обладающих полным ядерным топливным циклом, для разработки программы предоставления «ядерных услуг» развивающимся странам в обмен на их обязательство отказаться от деятельности по обогащению и переработке ядерных материалов, чтобы способствовать смягчению проблем распространения.

Инициатива России нацелена на создание «Международных центров ядерного топливного цикла» (включая обогащение урана) как глобальной инфраструктуры, которая позволит обеспечить равный доступ всех заинтересованных сторон к ядерной энергии при надежном соблюдении требований режима нераспространения под контролем МАГАТЭ на основе недискриминационного доступа.

В [5.50] показано, что если выравнивание душевого энергопотребления в разных странах мира будет происходить исключительно за счет ядерной энергии до уровня около 4000 кВт ч в год (принятого в ООН как среднемирового «достаточного» энергопотребления), то масштабы производства ЯТЦ в странах сегодняшнего размещения (США, Россия, Западная Европа, Индия, Китай) остаются на технически приемлемых уровнях (100 тыс. т в год) до кон-

ца XXI в.

5.4.4.Интеграция ядерного образования

Вответ на растущую интеграцию ядерной промышленности МАГАТЭ откликнулось двумя важными для ядерного образования инициативами.

1. В департаменте ядерной энергии МАГАТЭ создана секция «Управление ядерными знаниями и Международная система ядер-

ной информации» (INIS & Nuclear Knowledge Management).

2. МАГАТЭ совместно с рядом других международных организаций поддержало учреждение Всемирного ядерного университета

(World Nuclear University – WNU).

Церемония инаугурации WNU состоялась в Лондоне в сентябре 2003 г., и мне довелось подписать от имени МИФИ меморандум об учреждении WNU.

После учреждения WNU созданы ассоциации (сети) ядерного об-

разования в Европе (ENEN – European Nuclear Education Network), Канаде (UNENE – University Network of Excellence in Nuclear Engineering), в Азии (ANENT – Asian Network for Education in Nuclear Technology). С 1997 г. в США действует университетская сеть

NEDHO (Nuclear Engineering Department Heads Organization). Эти

организации активно взаимодействуют с МАГАТЭ, Всемирным ядерным университетом и Всемирной ядерной ассоциацией (WNA – World nuclear Assosiation), объединяющей предприятия ЯТЦ из всех стран мира. Члены этих организаций признали целесообразным принять английский язык рабочим для общения специалистов и студентов в области ядерной энергетики. Для этих целей английскими специалистами издан новый учебник «Nuclear English».

Первыми крупными мероприятиями WNU стали Летние институты, проводимые в летнее время в разных странах продолжительностью 6 недель. Цель Летних институтов – получить образовательный опыт подготовки будущих «глобальных лидеров» в ядерной области из среды перспективных студентов и молодых специалистов. Первый из них состоялся в Айдахо (США) в 2005 г., второй – в 2006 г. в Швеции (5 недель) и во Франции (1 неделя), третий – в 2007 г. в Корее, четвертый – в Канаде. Общее число участников каждого летнего института 80 – 90 человек из почти 40 стран мира, включая Россию.

Программа летних институтов WNU тщательно прорабатывалась на многочисленных совещаниях в МАГАТЭ и включает четыре крупных раздела:Глобальные проблемы – энергетические потребности и ресурсы, ядерные технологии для устойчивого развития, уроки общественной приемлемости технологий, ключевые политические проблемы и тенденции, глобальное потепление и изменение климата;Международные режимы – безопасность, радиационная защита, ядерное право, нераспространение и контроль ядерных материалов, управление отходами, контроль глобальной эмиссии;

•Технологические инновации – следующее поколение реак-

торов, усовершенствованный топливный цикл, производство водорода, опреснение воды и другие применения ядерной энергии;

•Управление ядерной промышленностью – экономика от-

расли, управление знаниями, рынок топлива, сравнительные риски, социальная этика, операционные инциденты.

К преподаванию в Летних институтах WNU привлекаются крупные специалисты и профессора из многих стран. В образова-

тельном процессе широко применяются активные формы обучения (деловые игры, разработка и защита групповых проектов, формирование команд и др.).

Таким образом, последние 10 – 15 лет характеризуются беспрецедентной международной кооперацией в области ядерной энергетики. Разрабатываются инновационные ядерные реакторы и ядерные топливные циклы большими международными коллективами специалистов. МАГАТЭ откликнулось на эту тенденцию активной поддержкой ядерного образования во всем мире. Созданы: секция «Управление ядерными знаниями» в МАГАТЭ; Всемирный ядерный университет; Сети ядерного образования в Европе, Азии, США и Канаде, интегрированные в WNU.

В России большое внимание за последние годы уделяется вопросам реструктуризации ядерной отрасли для обеспечения энергетической независимости страны и повышения конкурентоспособности и безопасности ядерной энергетики и ядерных топливных циклов. Часть этих вопросов рассмотрена в монографиях [5.52] – [5.54].

Упражнения и задачи к главе 5

5.1. Найдите правильное определение изотопов.

5.2.При делении одного ядра урана-235 выделяется 200 МэВ энергии. При сгорании 1 кг углерода в кислороде выделяется 33 МДж энергии. Во сколько раз уран «калорийнее» углерода? (1 эВ = 1,6.10-19 Дж, 1 а.е.м. = 1,66.10-27 кг.)

5.3.Докажите, что если частица массой m и кинетической энергией Е имеет лобовое столкновение с покоящейся частицей M, то после

столкновения частицы имеют энергии соответственно Еm и EM, которые определяются по формулам:

Используйте законы сохранения импульса и энергии.

5.4.Нарисуйте графики зависимости энергий Em и EM от отношения масс сталкивающихся частиц m/M. При каком соотношении масс частиц энергообмен между ними максимален?

Ответ: При m = M имеем EM = E и Em = 0, т.е. при столкновении одинаковых частиц происходит полная передача энергии от одной частицы к другой, первоначально покоившейся.

5.5.Используя результаты заданий 5.3 и 5.4, определите, какое число столкновений необходимо иметь нейтрону с ядром графита 12С с тем, чтобы потерять такое количество энергии, которое теря-

ется при одном столкновении нейтрона с ядром дейтерия 2Н ≡ D (поглощение не учитывать).

5.6.Докажите, что в реакторе ВВЭР-1000 за сутки сгорает ≈ 3 г топлива. Принять КПД реактора 33 %, калорийность топлива 200 МэВ на акт деления, вкладом деления плутония и выгоранием топлива без деления пренебречь.

5.7.Реактор на естественном уране работает с тепловой мощностью Q = 1800 МВт. Определите массу плутония-239, наработанного за год (в начале кампании), если коэффициент конверсии (воспроизводства) С = 0,8. Выгоранием топлива за счет захвата нейтронов без деления и выгоранием плутония пренебречь.

Решение. Коэффициент конверсии по определению равен отно-

шению скорости производства плутония-239 (dN9/dt) к скорости выгорания урана-235. Последняя равна

5.8. Докажите, что благодаря конверсии (воспроизводству) топлива в реакторах на тепловых нейтронах с коэффициентом конвер-

С = КВ) суммарное количество нового топлива, нарабатываемого в реакторах, образует геометрическую прогрессию

Отсюда следует, что исходные запасы топлива М0 за счет воспроизводства как бы увеличиваются в 1/(1 – С) = 5 раз, что и требовалось доказать.

5.9. Определите среднюю энергию (в эВ) и скорость движения нейтронов в тепловом реакторе при температуре 300 0С и при комнатной температуре 20 0С.

Решение. Средняя энергия теплового движения, т.е. средняя величина кинетической энергии нейтрона, при температуре Т = 300 + 273 = 573 К определяется выражением

Из этого выражения находим среднюю скорость движения теп-

Е = 0,036 эВ и u = 2600 м/с. В последнем случае наиболее вероятная по спектру Максвелла скорость нейтрона равна

u0 = 2kT = 2200 м/с. m

5.10. АЭС с реактором БН-600 имеет электрическую мощность W = 600 МВт и термический КПД η = 41 %.Натрий, проходя актив-