нижнее белье для полных
მედიცინის კვლევები

   Велика Радянська Енциклопедія

Ядерна енергетика

   
 

Ядерна енергетика, галузь енергетики , що використовує ядерну енергію (атомну енергію) в цілях електрифікації та теплофікації; область науки і техніки, що розробляє і використовує на практиці методи і засоби перетворення ядерної енергії в теплову та електричну. Основу Я. е.. складають атомні електростанції (АЕС). Джерелом енергії на АЕС служить ядерний реактор , в якому протікає керована ланцюгова реакція поділу ядер важких елементів, переважно 235 U і 239 Pu. При поділі ядер урану і плутонію виділяється теплова енергія, яка перетворюється потім в електричну так само, як на звичайних теплових електростанціях . При виснаженні запасів органічного палива (вугілля, нафти, газу, торфу) використання ядерного палива - поки єдино реальний шлях надійного забезпечення людства необхідної йому енергією. Зростання споживання та виробництва електроенергії призводить до того, що в деяких країнах світу вже відчувається брак органічного палива і все більше число розвинених країн починає залежати від імпорту енергоресурсів. Виснаження або недолік паливних енергоресурсів, подорожчання їх видобутку та транспортування стали одними з причин так званого "енергетичної кризи" 70-х рр.. 20 в. Тому в ряді країн ведуться інтенсивні роботи з освоєння нових високоефективних методів отримання електроенергії за рахунок використання інших джерел, і в першу чергу ядерної енергії.

Жодна галузь техніки не розвивалася так швидко, як Я. е.. : у 1954 в СРСР вступила в дію перша в світі АЕС (м. Обнінськ), а в 1978 в СРСР, США, Великобританії, Франції, Канаді, Італії, ФРН, Японії, Швеції, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарії, Іспанії, Індії, Пакистані, Аргентині та інших країнах вже дали струм понад 200 АЕС, встановлена ??потужність яких перевищила 100 Гвт . Частка Я. е.. в загальному виробництві електроенергії безперервно зростає, і, за деякими прогнозами, до 2000 року не менше 40% всієї електроенергії вироблятиметься на АЕС. У програмі енергетичного будівництва СРСР також передбачається випереджаючий розвиток Я. е.., Особливо на Європейській частині території СРСР.

Все АЕС засновані на ядерних реакторах двох типів: на теплових і швидких нейтронах. Реактори на теплових нейтронах, як простіші, отримали у всьому світі, в тому числі і в СРСР, найбільшого поширення. До моменту створення першої АЕС в СРСР вже були розроблені фізичні основи ланцюгової реакції поділу ядер урану в реакторах на теплових нейтронах; був обраний тип реактора - канальний, гетерогенний, уран-графітовий ( теплоносій - звичайна вода). Такий реактор надійний в експлуатації і забезпечує високий ступінь безпеки, зокрема за рахунок дроблення контура циркуляції теплоносія. Перевантаження палива можна виробляти "на ходу", під час роботи реактора. Теплова потужність реактора першої АЕС склала 30 Мвт , номінальна електрична потужність АЕС - 5 Мвт . Пуском Обнінської АЕС була доведена можливість використання нового джерела енергії. Досвід, накопичений при спорудженні та експлуатації цієї АЕС, використаний при будівництві інших АЕС в СРСР.

У 1964 була включена в Свердловську енергосистему Белоярская атомна електростанція ім. І. В. Курчатова з реактором на теплових нейтронах електричною потужністю 100 Мвт , реактор якої істотно відрізнявся від свого попередника більш високими тепловими характеристиками за рахунок перегріву пари, здійснюваного в активній зоні реактора (т. н. ядерний перегрів). Другий блок Белоярской АЕС вдосконаленої конструкції і більш потужний (200 Мвт ) був введений в експлуатацію в 1967. Реактор має одноконтурну систему охолодження. Основний недолік ядерного перегріву - підвищення температури в активній зоні реактора, що призводить до необхідності застосовувати температуростійкі матеріали (наприклад, нержавіючу сталь) для оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), а це в більшості випадків веде до зниження загальної ефективності використання ядерного палива.

Встановлені на перших АЕС уран-графітові реактори канального типу не мають важкого, громіздкого сталевого корпусу. будівництво АЕС з такими реакторами представляється досить привабливим, оскільки воно звільняє заводи важкого машинобудування від виготовлення сталевих виробів великих габаритів (корпус водо-водяного реактора має форму циліндра діаметром 3-5 м, висотою 11-13 м при товщині стінок 100-250 мм ) з масою 200-500 т. Досвід експлуатації перших уран-графітових реакторів, які працювали за одноконтурної схемою з киплячою водою в якості теплоносія, сприяв створенню одноконтурного уран-графітового киплячого реактора великої потужності - РБМК. Перший такий реактор електричною потужністю 1000 Мвт (РБМК-1000) був встановлений у вересні 1973 на Ленінградській АЕС ім. В. І. Леніна (ЛАЕС), а в грудні 1973 перший блок ЛАЕС дав промисловий струм в електричну мережу Лененерго. Другий блок також потужністю 1000 Мвт зданий в експлуатацію наприкінці 1975. За 1977 ЛАЕС виробила 12,5 млрд. квт ?ч електроенергії. Будівництво ЛАЕС продовжується, вона складатиметься з 4 блоків загальною потужністю 4000 Мвт . Теплова потужність кожного з 4 блоків ЛАЕС 3200 Мвт , 70 Гкал / год (335 Гдж / ч ) тепла буде відбиратися для потреб теплофікації. ЛАЕС є головною зі споруджуваних АЕС в Європейській частині СРСР.

У 1976 став до ладу перший блок Курської АЕС з реактором РБМК електричною потужністю 1000 Мвт . У 1977 стала до ладу Чорнобильська АЕС; закінчується спорудження Смоленської АЕС та інших також з декількома реакторами РБМК-1000. У 1975 в Литовській РСР розгорнулося будівництво Ігналінської АЕС з 4 уран-графітовими реакторами канального типу електричною потужністю 1500 Мвт кожен. Збільшення одиничної потужності реактора РБМК на Ігналінської АЕС до 1500 Мвт досягнуто фактично в габаритах реактора РБМК-1000 за рахунок удосконалення, головним чином конструкції ТВЕЛів. Форсування потужності РБМК-1000 зменшує питомі капіталовкладення на спорудження АЕС, підвищує її середню питому потужність. Ведуться (1978) опрацювання та експерименти по створенню реакторів типу РБМК електричною потужністю 2000 і 2400 Мвт .

У СРСР з 1974 успішно експлуатується АТЕЦ - атомна теплоелектроцентраль, побудована в районі м. Білібіно (Магаданська область). Електрична потужність Білібінська АТЕЦ 48 Мвт , вироблення тепла для опалення та централізованого гарячого водопостачання досягає 100 Гкал / год .

З реакторів на теплових нейтронах в СРСР найбільшого поширення набули корпусні водо-водяні реактори - ВВЕР. У 1964 вступила в дію Нововоронежська атомна електростанція з ВВЕР електричною потужністю 210 Мвт , в якому сповільнювачем нейтронів і теплоносієм служить звичайна вода. Теплова потужність реактора 760 Мвт . За питомою енергонапряженності та економічності використання палива реактор цього типу один з кращих. У грудні 1969 був зданий в експлуатацію другий блок з ВВЕР електричною потужністю 365 Мвт . У 1971-72 були введені третій і четвертий блоки електричною потужністю 440 Мвт кожен з реакторами ВВЕР-440. За 1977 Нововоронежська АЕС виробила понад 10 млрд. квт ?ч електроенергії. У 1978 закінчується спорудження п'ятого блоку електричною потужністю 1000 Мвт , після чого потужність Нововоронезької АЕС досягне 2500 Мвт . Саме цей п'ятий блок з ВВЕР-1000 став прототипом споруджуваних АЕС з ВВЕР великої потужності.

Послідовне укрупнення одиничної потужності енергетичного обладнання на Нововоронезької АЕС (210, 365, 440, 1000 Мвт ) характерно не тільки для ВВЕР. Розвиток світової енергетики, в тому числі і Я. е.., Завжди супроводжувалося зростанням одиничних потужностей енергетичних установок. Укрупнення устаткування декілька знижує вартість спорудження АЕС, однак кожна наступна ступінь укрупнення приносить все меншу економію. На Кольському півострові в 1973-74 були здані в експлуатацію 2 блоки АЕС з ВВЕР-440. Пуск Кольської АЕС має велике значення, тому що на Кольському півострові гідроенергетика не має великих перспектив, а привозити паливо економічно невигідно.

У грудні 1976 у Вірменській РСР був введений в дію перший блок АЕС з реактором ВВЕР-440. Ця перша у Вірменії і Закавказзі АЕС розташована в гірській місцевості (висота над рівнем моря 1100 м) в сейсмічному районі. Таке місце розташування Вірменської АЕС пов'язане з необхідністю вирішення завдання щодо забезпечення надійної та безпечної роботи АЕС у важких сейсмічних умовах. За розрахунками АЕС здатна витримати підземні поштовхи в 8-9 балів (восени 1976 під час землетрусу в Туреччині АЕС вже витримала поштовхи в 4-5 балів).

За технічної допомоги СРСР у ряді соціалістичних країн будуються АЕС з ВВЕР. Так, в НДР в 1966 побудована АЕС у м. Рейнсберг з ВВЕР електричною потужністю 70 Мвт ; на узбережжі Балтійського моря на АЕС ім. Бруно Лейшнер здані в експлуатацію (у 1973-77) 3 блоки з ВВЕР-440. Будівництво ще 3 блоків успішно продовжується. У НРБ на АЕС "Козлодуй" з 1976 діють 2 блоки з ВВЕР-440, спорудження ще 2 блоків такої ж потужності завершується. У ЧССР з 1972 працює АЕС "А-1" з реактором на важкій воді (сповільнювач нейтронів) і вуглекислому газі (в якості теплоносія). Електрична потужність АЕС "А-1" 140 Мвт . Реактор розроблений спільно радянськими та чехословакцкімі фахівцями. У ЧССР споруджується також велика промислова АЕС з ВВЕР-440; перший блок буде введений в дію в 1978, а другий - в 1979. Ведеться будівництво АЕС з ВВЕР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технічній допомозі СРСР закінчено (1976) спорудження АЕС з ВВЕР-440 у Фінляндії. Досвід, накопичений при спорудженні та експлуатації реакторів типу ВВЕР в Радянському Союзі і за кордоном, привів до створення ВВЕР-1000, який має 4 петлі, в кожну з них входять: парогенератор, головний циркуляційний насос, 2 запірні засувки та ін обладнання. Теплова потужність кожної петлі 750 Мвт .

Крім реакторів з водою під тиском, в Радянському Союзі споруджений киплячий водо-водяний реактор з одноконтурною схемою вироблення пари безпосередньо в реакторі. Досвідчена АЕС з реактором ВК-50 (на 50 Мвт ) була побудована в Димитровграді (Уляновська область) і пущена в 1965. Одноконтурна схема значно спрощує теплотехнічне обладнання, робить простіше зв'язок ядерного реактора з турбоагрегатом. Досвід експлуатації АЕС з реактором ВК-50 свідчить про надійну роботу станції і високого ступеня безпеки обслуговуючого персоналу.

У світі створено багато різних типів реакторів на теплових нейтронах з різними сповільнювачами і теплоносіями. У їх числі водо-водяні реактори під тиском, водо-водяні киплячі реактори, уран-графітові з водяним теплоносієм, уран-графітові з ядерним перегрівом пари, реактори органо-органічні (з органічним сповільнювачем і органічним теплоносієм), газо-графітові (теплоносій - вуглекислий газ), реактори з важкою водою (теплоносій - звичайна вода), важководні реактори (з важкою водою як сповільнювач і теплоносія), реактори з гелієвим теплоносієм і ін

Встановлено, що АЕС з реакторами на теплових нейтронах можуть успішно конкурувати із звичайними ТЕС, однак масштаби розвитку АЕС стримуються низькою ефективністю використання природного урану реакторами на теплових нейтронах. Більше перспективні реактори на швидких нейтронах, так звані швидкі реактори , які можуть найкращим чином використовувати ділення ядер важких елементів і одночасно створювати нове штучне ядерне паливо 239 Pu. При попаданні швидких нейтронів в ядро ?? 238 U відбувається декілька реакцій перетворення і створення окремих трансуранових елементів, в результаті яких утворюється 239 Pu. При поділі ядер 239 Pu вивільняється нейтронів більше, ніж при поділі ядер 235 U. Якщо розглядати Я. е.. з позиції раціонального використання ядерного палива, то основне завдання Я. е.. зводиться до вибору методів оптимального використання нейтронів і скорочення непотрібних втрат нейтронів, що утворюються при поділі ядер урану і плутонію. Коефіцієнт відтворення в швидких реакторах може досягати значень 1,4 і навіть 1,7; тобто, "спалюючи" 1 кг плутонію, швидкий реактор НЕ тільки повертає його, але за рахунок залучення в паливний цикл неделящихся ізотопів 238 U дає додатково 0,4-0,7 кг плутонію, який може служити новим ядерним паливом.

У 1968 у м. Димитровграді було закінчено спорудження великої дослідницької АЕС потужністю 12 Мвт з швидким реактором БОР-60, який забезпечив проведення досліджень щодо поліпшення показників і конструкцій окремих елементів швидкого реактора з натрієвих охолодженням і підтвердив правильність шляху, обраного сов. вченими при створенні енергетичних реакторів на швидких нейтронах. Наприкінці 1972 на півострові Мангишлак споруджена велика досвідчена АЕС з швидким реактором БН-350 з натрієвих охолодженням. АЕС БН-350 двоцільового призначення: виробництво електричної енергії (встановлена ??потужність 150 Мвт ) і видача пари на опріснювальні установки для отримання з морської води 120 тис. т прісної води на добу. Шевченківська АЕС - найбільша в світі (на 1978) дослідно-промислова енергетична установка з реакторами на швидких нейтронах, дозволяє вченим вирішити ряд проблем Я. е.. На Белоярской АЕС в якості третього блоку будується нова промислова АЕС з реактором на швидких нейтронах електричною потужністю 600 Мвт (БН-600). Спорудження і пуск АЕС з реактором БН-600 - наступний етап у розвитку радянської Я. е.. У БН-600 була застосована більш економічна і конструктивно нова (у порівнянні з БН-350) так звана інтегральна компоновка першого контуру, при якій активна зона, насоси, проміжні теплообмінники розміщені в одному баку - корпусі. Порівняння результатів роботи БН-350 і БН-600 покаже, яке з конструктивних і технологічних рішень краще.

Одна з головних цілей робіт з реакторами на швидких нейтронах - досягнення високих темпів розширеного відтворення ядерного палива, що неможливо на реакторах інших типів. Наукові дослідження і експерименти по реакторах на швидких нейтронах з жідкометалліческім теплоносієм продовжуються в розрахунку на великі потужності - до 800-1600 Мвт. У США, Великобританії, Франції та інших країнах як теплоносій в реакторах на швидких нейтронах також використовується натрій. Але натрій не єдиний можливий тип теплоносія в реакторах на швидких нейтронах. В якості теплоносія може застосовуватися і газ, зокрема гелій; наприклад, в інституті ядерної енергетики АН БРСР працюють над використанням N2O4 в якості газового теплоносія.

На ранніх етапах розвитку Я. е.. в ряді країн світу вчені працювали над багатьма типами реакторів з метою вибрати надалі найкращий з них в технічному і економічному відношеннях. У 70-х рр.. майже всі країни орієнтують свої національні програми розвитку Я. е.. на обмежене число типів ядерних реакторів. Наприклад, в США основними є водо-водяні реактори під тиском і киплячі реактори; в Канаді - важководний реактор на природному урані; в СРСР - водо-водяні реактори під тиском і уран-графітові реактори канального типу.

У зв'язку із значним збільшенням цін на вугілля і особливо на нафту і все зростаючими труднощами їх видобутку якнайшвидший розвиток Я. е.. стає економічно повністю виправданим: за сучасними оцінками вартість виробництва електроенергії на АЕС в 1,5-2 рази нижче, ніж на звичайних ТЕС. За прогнозами зарубіжних фахівців до 1980 в світі знаходитиметься в експлуатації порядка 250 реакторів загальною потужністю 200 Гвт. І хоча економічні кризи та інфляція в капіталістичних країнах і інші привхідні обставини можуть змінити такий прогноз у бік зменшення потужності АЕС, загальна тенденція до зростання Я. е.. очевидна. Використання ядерної енергії для вироблення електроенергії, тепла, для опріснення води, виробництва відновників для металургійної промисловості, отримання нових видів хімічної продукції - все це завдання величезного масштабу, які надають Я. е.. не тільки нові якості, але і показують її ще далеко не використані можливості. До переваг Я. е.. відносять також і те, що АЕС не забруднюють атмосферу оксидами сірки, азоту, що згубно впливають на навколишнє середовище. Проблемі забезпечення радіаційної безпеки населення та захисту навколишнього середовища від радіоактивного забруднення в СРСР і в ін індустріально розвинених країнах приділяється велика увага.

Крім великих промислових АЕС, в СРСР розробляються і споруджуються АЕС малої і дуже малої потужності для спеціальних цілей. У 1961 була здана в експлуатацію пересувна ядерна енергетична установка ТЕС-3 з реактором водо-водяного типу електричною потужністю 1500 квт. Все обладнання ТЕС-3 розміщується на 4 самохідних гусеничних платформах з кузовами вагонного типу.

У 1964 була пущена енергетична установка "Ромашка" з ядерним реактором на швидких нейтронах і напівпровідниковим термоелектричним перетворювачем потужністю 500 вт. Ця установка пропрацювала на стенді більше 15 000 ч замість очікуваних 1000 ч. "Ромашка" - прототип ядерної установки з безпосереднім перетворенням ядерної енергії в електричну енергію.

У 1970-71 були створені і пройшли випробування 2 термоемісійних реактора-перетворювача - "Топаз-1" і "Топаз-2" електричною потужністю 5 і 10 квт відповідно. Принцип прямого перетворення теплової енергії в електричну полягає в нагріві у вакуумі катода до високої температури при підтримці анода відносно холодним, при цьому з поверхні катода "випаровуються" (еміттіруєт) електрони, які, пролетівши міжелектродний зазор, "конденсуються" на аноді, і при замкнутої зовнішньої ланцюга по ній йде електричний струм. Основна перевага такої установки в порівнянні з електромашинними генераторами - відсутність рухомих частин. Енергетичні установки, засновані на використанні ядерної енергії, знаходять також застосування як транспортні силові установки (див. Ядерна силова установка). Особливо широко вони використовуються на підводних човнах, а також на транспортних судах невійськового призначення, в тому числі на атомних криголамах.

У процесі експлуатації АЕС утворюється відносно велика кількість рідких і твердих радіоактивних відходів. Рідкими відходами на АЕС можуть бути теплоносій першого контуру у разі необхідності його заміни, протікання теплоносія при порушенні герметичності обладнання, вода басейнів витримки відпрацьованих ТВЕЛів, дезактиваційні розчини, розчини від регенерації іонообмінних фільтрів, води спец. пралень, води пунктів дезактивації устаткування і спеціального транспорту та ін Практика показує, що за рік роботи на АЕС утворюється від 0,5 до 1,5 м3 середньоактивних рідких відходів з розрахунку на 1 Мвт електричної потужності реакторів. У рідких відходах з середнім рівнем радіоактивності зосереджено близько 99% загальної кількості радіонуклідів, що потрапляють у відходи. У СРСР прийнята схема переробки всіх рідких радіоактивних відходів безпосередньо на АЕС з використанням методів випарки та іонного обміну. Концентрати відходів (кубові залишки після випарки), іонообмінні смоли, пульпи, первинний теплоносій при його заміні збирають і по герметичним трубопроводах направляють в спеціальні ємності-сховища для середньоактивних відходів. Твердими радіоактивними відходами на АЕС є в основному окремі деталі або вузли реакторного устаткування, інструменти, предмети спецодягу і засобів індивідуального захисту персоналу, дрантя, фільтри з систем газоочистки. На АЕС, крім рідких і твердих радіоактивних відходів, можливі викиди, що містять леткі сполуки радіоактивних ізотопів, а також утворення радіоактивних аерозолів. Деяка кількість радіоактивних газів і аерозолів після ретельної спец. очищення відводять в атмосферу, а рідкі та тверді відходи, забруднені радіоактивними речовинами, складуються в спеціальні сховища-могильники.

Однак головна проблема в розвитку Я. е.. - Розробка економічних, надійних способів поховання великих кількостей високоактивних відходів. У цьому напрямку в багатьох країнах світу ведуться науково-дослідні і дослідно-промислові роботи, зокрема з розробки ефективних методів заскловування радіоактивних відходів. У 70-х рр.. в Я. е.. переробка вигорілих ТВЕЛів ще не отримала великого розвитку, але з розширенням будівництва АЕС і особливо швидких реакторів, коли знадобиться велика кількість вторинного ядерного палива, масове поховання високоактивних відходів може придбати першорядне значення.

Міжнародне агентство з атомної енергії при ООН (МАГАТЕ) видало рекомендацію на скидання радіоактивних відходів низької та середньої активності в північно-східній частині Атлантичного океану. У 1976 в океан було скинуто контейнерами майже 40000 т відходів, що містять близько 240 000 кюрі (B - g-активності. Однак такий метод захоронення радіоактивних відходів в глибинах морів і океанів викликає заперечення серед учених низки країн.

Одна з найважливіших проблем Я. е.. - Проблема вироблення енергії за допомогою керованого термоядерного синтезу. При створенні термоядерного енергетичного реактора можна сподіватися на вирішення всіх проблем Я. е.. без необхідності збирати високоактивні відходи і шукати шляхи і способи надійного їх поховання. До 1977 вже на декількох термоядерних установках отримані нейтрони термоядерного походження. Найбільш досконалою установкою в даний час є система Токамак, Розроблена в 50-х рр.. в інституті атомної енергії ім. І. В. Курчатова (Москва). У 1975 там же була пущена найбільша в світі термоядерна установка Токамак-10. Система Токамак отримала визнання в ряді провідних країн світу. Так, в США в Прінстонському університеті створена установка "Прінстонський великий Токамак" (PLT); у Франції, в ядерному центрі Фонтене-о-Роз - установка "Токамак Фонтене Роз" (TFR). Здійснення регульованого термоядерного синтезу, отримання практично невичерпного джерела енергії на термоядерних електростанціях - найбільша проблема ядерної фізики, завдання величезного масштабу, яку нині вирішують вчені різних спеціальностей в багатьох країнах світу.

Літ.: Александров А. П., Атомна енергетика і науково-технічний прогрес, в збірці: Атомній енергетиці XX років, М., 1974; Маргулова Т. Х., Атомні електричні станції, 2 изд., М., 1974; Петросьянц А. М ., Сучасні проблеми атомної науки і техніки в СРСР, 3 вид., М., 1976.

© А. М. Петросьянц.





Виберіть першу букву в назві статті:

а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я

Повний політерний каталог статей


 

Алфавітний каталог статей

  а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я
 


 
енциклопедія  біляші  морс  шашлик  качка