ядерная энергетика

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА - отрасль энергетики, в к-рой источником получаемой полезной энергии (электрической, тепловой) является ядерная энергия, преобразуемая в полезную на атомных энергетич. установках: атомных электростанциях (АЭС), атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) и атомных станциях теплоснабжения (ACT) (термин "атомный" используется условно в силу сложившейся практики). В случае реализации управляемого термоядерного синтеза для получения полезной энергии к Я. э. могут быть отнесены также термоядерные электростанции (ТЯЭС).

Ядерная энергия освобождается при осуществлении ядерных цепных реакций деления нек-рых тяжёлых ядер урана, плутония, тория в ядерных реакторах. В этом процессе выделяется большое кол-во тепла - в осн. (более 90%) при торможении осколков деления ядер в материале ядерного горючего. Отвод получаемого тепла тем или иным способом и особенно превращение его в полезную энергию является инженерной задачей, решаемой методами промышл. теплоэнергетики (в частности, для получения электроэнергии используется обычный паротурбинный способ).

С энерготехнол. точки зрения любая АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции, в к-рой вместо топки парового котла для получения рабочего тела (водяного пара) используется ядерный (термоядерный) реактор. Несмотря на сходство принципиальных тер-модинамич. схем атомных и тепловых (основанных на сжигании разл. видов органич. горючего, т. н. о г н е в а я э н е р г е т и к а) энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономич. преимущества АЭС (при их нормальной работе) по сравнению с огневыми электростанциями: отсутствие потребности в кислороде, отсутствие загрязнения окружающей среды сернистыми и др. газами. Значительно большая (в миллионы раз) теплотворная способность ядерного горючего резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; кроме того, ресурсы ядерного горючего огромны. Эти преимущества стали причиной быстрого развития Я. э. в промышленно развитых странах.

Первая в мире действующая АЭС (5000 кВт) была пущена в 1954 в Обнинске (Калужская обл.). Массовое начало строительства крупных и экономичных АЭС началось во 2-й пол. 60-х гг. Однако ряд аварий существенно повлиял на степень социально-обществ. приемлемости Я. э. в ряде стран мира. После аварии (1986) на Чернобыльской АЭС прирост мощностей Я. э. существенно замедлился, а в нек-рых странах, имеющих достаточные собственные классич. топливно-энергетич. ресурсы или доступ к ним, фактически прекратился (Россия, США, Великобритания, ФРГ).

По состоянию на сер. 1994, АЭС построены, строятся или намечены к строительству во многих (ок. 30) странах мира суммарной мощностью более 300 млн. кВт. Наиб. распространение получили АЭС т. н. к о н д е н с а ц и о нн о г о т и п а, в к-рых практически всё тепло ядерной реакции (более 97%) преобразуется в электроэнергию. Доля выработки электроэнергии действующих АЭС в общем балансе электроэнергии стран составляет от неск. % до 80% (Франция) и 97% (Литва). АЭС экономически более выгодны при отсутствии в стране собственных классических топливно-энергетич. ресурсов или их дефиците.

К нач. 1992 на территории бывшего СССР действовало 15 АЭС с числом энергоблоков 45 и общей электрич. мощностью 36,6 млн. кВт. Доля выработки на них электроэнергии составляла ок. 12%. В России суммарная мощность оставшихся на её территории АЭС составляет ок. 20 млн. кВт (ок. 11 % общей выработки электроэнергии). Остальные АЭС находятся на Украине (большая часть), в Литве, Армении, Казахстане.

Для создания и эксплуатации атомных энергетич. установок необходимы рудодобывающие и рудоперерабаты-вающие предприятия; для извлечения урана, разделения его изотопов (обогатительное произ-во) - предприятия, производящие ядерное горючее в конечных изделиях (тепловыделяющие элементы-ТВЭЛы, тепловыделяющие сборки-ТВС).

Система производств, связанных с переделами топлива до АЭС и обращением с топливом после АЭС, наз. т о пл и в н ы м ц и к л о м. Он может быть разомкнутым, если выгружаемое из ядерного реактора отработанное топливо не отправляется на регенерацию, а хранится в долговрем. хранилищах. Однако экономически более разумным является замкнутый топливный цикл, в к-ром предусматривается круговорот ядерного горючего. Такой цикл-необходимое и обязательное условие будущего крупномасштабного развития Я. э., ориентированного на всё возрастающую долю реакторов на быстрых нейтронах (т. н. б ы с т р ы е р е а к т о р ы). АЭС с такими реакторами одновременно с выработкой электроэнергии способны нарабатывать вторичное ядерное горючее (напр., плутоний) в кол-ве, несколько большем, чем в них сгорает урана (т. н. расширенное воспроиз-во). Это делает природные и уже накопленные запасы ядерного горючего практически бесконечным источником энергии.

К сер. 90-х гг. в большинстве стран, развивающих Я. э., затраты на выработку электроэнергии на АЭС заметно ниже, чем на станциях, использующих уголь. Однако в США и Канаде есть районы, где станции на угле экономичнее АЭС. Станции на мазуте и природном газе во всех развитых странах менее экономичны, чем станции на угле.

Экономич. реформы в России (с 1992) усилили экономич. потенциал Я. э. При либерализации цен на энергоносители цены на ядерное горючее (в расчёте на энергетич. единицу) стали существенно ниже, чем на обычные виды горючего. Станции на органич. топливе могут реально конкурировать с АЭС только в местах его добычи, т. е. в осн. в восточных районах. Европейские районы России являются районами безусловного экономич. доминирования АЭС с возрастанием их экономич. преимущества к западным границам России. Здесь и развернулось массовое строительство крупных АЭС со 2-й пол. 60-х гг. К моменту Чернобыльской аварии суммарная мощность АЭС в СССР составила ок. 28 млн. кВт. После аварии темп ввода новых мощностей существенно замедлился, а в 1989 прекратился. За этот период было пущено неск. почти законченных атомных энергоблоков общей мощностью 8 млн. кВт. Строительство других АЭС суммарной мощностью в неск. десятков млн. кВт, находящихся в осн. на более ранних стадиях строительства, законсервировано.

Наблюдаемый в мире "провал" в приросте мощностей Я. э. получил назв. "послечернобыльская зима". Однако в силу технол. и экономич. особенностей, присущих атомным энергоисточникам, а также на фоне истощающихся запасов на Земле относительно дешёвых и доступных топ-ливно-энергетич. ресурсов, ухудшающейся экологии, обстановки, роста населения планеты и появившихся сдвигов в обществ. мнении в пользу АЭС за Я. э. сохраняется большое будущее.

Реальное экономич. воздействие АЭС на окружающую среду очень мало: если принять индекс ущерба окружающей среде при нормальной работе станций от использования энергетич. единиц твёрдого и жидкого сернистого топлива за 1, то ущерб от использования природного газа равен 0,35, а для ядерного горючего он практически равен нулю. Экономич. показатели АЭС почти не зависят от климатич. и территориальных факторов. Ориентация на сооружение АЭС выводит страну на более высокий уровень техн. развития.

К сер. 90-х гг. в мире, и в частности в России, разработаны новые проекты полностью безопасных АЭС, к-рые, по-видимому, начнут вступать в строй в конце первого десятилетия 21 в. К практически абсолютно надёжно зарекомендовавшим себя типам реакторов относятся реакторы с водяным теплоносителем осн. конструктивной модификации - т.н. реакторы к о р п у с н о г о т и п а. В этой конструкции активная зона располагается внутри цилиндрич. толстостенного металлич. корпуса, находящегося под внутр. давлением. Более 95% реакторов АЭС мира относятся к реакторам такого типа; используются корпусные реакторы для двух наиб. распространённых способов отвода тепла от активной зоны: некипящей водой под давлением (55%) и с кипением воды в активной зоне (45%).

В России реакторы с водой под давлением (ВВЭР) установлены на Кольской, Калининской, Нововоронежской, Балаковской АЭС; их суммарная мощность составляет 8,6 млн. кВт. На Ленинградской, Смоленской, Курской и Билибинской АЭС установлены реакторы также с водяным теплоносителем, но т. н. к а н а л ь н о г о т и п а; их суммарная мощность 11 млн. кВт. Они не имеют цилиндрич. корпуса и представляют собой кладку цилиндрич. формы из графитовых блоков, пронизанных вертикальными каналами с ядерным горючим, через к-рые протекает кипящая в них вода.

На Белоярской АЭС мощностью 600 МВт действует быстрый реактор с теплоносителем из жидкого натрия. Этот реактор является первым в мире опытно-промышл. реактором, предназначенным для отработки аспектов будущего широкомасштабного расширенного воспроиз-ва ядерного горючего с использованием замкнутого топливного цикла.

Я. э. обладает и рядом отрицат. черт: наличие сложного топливного цикла, проблема радиоакт. отходов, утечка радиоактивности в окружающую среду и проблема снятия с эксплуатации АЭС. Радиоакт. отходы являются наиб. "неприятной" стороной Я. э. Однако их объём (на единицу электрич. мощности) относительно невелик - в миллионы раз меньше объёма отходов огневой энергетики. Кроме того, накоплен значит. опыт локализации этих отходов (напр., связывание их стеклообразной матрицей и захоронение в глубоких геологич. формациях), наконец, ведутся соответствующие исследования, в т. ч. в рамках и под контролем Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), что в совокупности является гарантией надёжного решения проблемы отходов.

Утечку радиоактивности также возможно преодолеть. Многолетние наблюдения за радиац. фоном в непосредств. близости от АЭС при обеспечении нормальных эксплуа-тац. условий не показали его заметного отличия от естеств. фона или превышения допустимых норм.

Не решённой до конца проблемой Я. э. является снятие с эксплуатации АЭС после истечения их срока службы. В сер. 90-х гг. эта проблема стала актуальной, поскольку проектный срок окончания эксплуатации АЭС первого поколения, т. е. пущенных во 2-й пол. 60-х-1-й пол. 70-х гг., заканчивается или близок к завершению.

В одном атомном энергоблоке мощностью 1 млн. кВт содержится 500-700 тыс. т строит. материалов и 40- 60 тыс. т стационарного оборудования металлоконструкций. Из них не более 1% материалов приобретают повышенную и доли процента - высокую радиоактивность (только последние требуют спец. обращения и локализации). Однако первоочередным этапом решения проблемы является продление срока службы АЭС с первоначального срока ок. 30 лет до 40-60 лет.

Гораздо сложнее оказывается проблема преодоления обществ. неприятия АЭС. В связи с этим в России и западных странах развёрнуты значит. социологич. исследования, направленные на понимание и выработку механизмов, ведущих к социальной приемлемости АЭС. Они включают в себя широкий спектр мероприятий и условий законодательного, финансово-стимулирующего, пропагандистского, образовательного, организационно-управленческого и иного характера.

Лит.: Абагян А. А. [и др.], Состояние и проблемы развития ядерной энергетики в СССР, "Атомная энергия", 1990, т. 69, № 2, с. 67; Энергетика мира: уроки будущего, М., 1992, с. 289; Михайлов В. Н., Атомная энергетика России: реалии и перспективы, "Бюлл. Минатомэнерго", 1994, № 1, с. 3. Ю. И. Корякин.

   <<      Предметный указатель      >>