Атомные электростанции

1.3 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать \По данным Кащеева В.П.,1989г.\, пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов

:

Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном толиве (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

возможность получения большой мощности;

коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;

высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);

малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);

возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.

Из этого следует:

высокая эффективность использования горючего;

минимальные затраты на топливный цикл;

повышенная безопасность;

высокая экономичность;

широкий диапазон использования.

Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.

Вихревой реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому движению введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.

3. Электроядерный бридинг.

Сущность заключается в использовании мощного пучка заряженных частиц (протонов) высокой энергии, получаемого с помощью ускорителя, для бомбардировки мишеней (из бериллия, тория, урана). В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для переработки уранового и ториевого сырья в делящиеся материалы, то есть для производства ядерного топлива.

4. Пароводяной реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БПВР).

Реактор аналогичен ВВЭР.

5. Энергетический термоядерный реактор (ТОКОМАК).

Существует пока в виде исследовательской установки, на которой отрабатываются лишь основные принципы термоядерного синтеза. Практическая реализация управляемой термоядерной реакции сопряжена в настоящее время с рядом физических и технических трудностей.

Основная трудность физического характера сопряжена с неустойчивостью плазмы, помещенной в магнитную ловушку.

Трудности технического характера: наличие примесей с большими порядковыми номерами приводят к возрастанию энергетических потерь из плазмы.

Решение этих проблем требует прохождения следующих этапов:

научная демонстрация возможности осуществления термоядерного синтеза, при котором отношение выходной энергии реакции синтеза к энергии, затраченной на создание, нагрев и удержание плазмы, по крайней мере, равно единице;

демонстрация технической осуществимости термоядерного реактора;

создание демонстрационной термоядерной электростанции.

1.4. Требования к экономическим параметрам АЭС.

С экономической точки зрения ядерная энергетика специфична. Ей свойственны, по крайней мере, две кардинальные особенности. Первая особенность связана с большой ролью капиталовложений, которые вносят основной вклад в стоимость электроэнергии. Из чего следует необходимость особо тщательно и обоснованно учитывать роль капиталовложений. Вторая определяется спецификой использования ядерного топлива, которая существенно отличается от той, что присуща обычному химическому топливу. К сожалению, до сих пор не сложилось единого мнения о том, как следует учитывать эти особенности в экономических расчетах \По данным Работнова Н.С., Ганева И.Х.,2001г.\. На примере российской ядерной энергетики можно проанализировать вышеназванные особенности с точки зрения современных особенностей производства электроэнергии.

Несмотря на то, что экономические проблемы ядерной энергетики были обстоятельно изложены еще в монографии, \По данным Работнова Н.С., Ганева И.Х.,2001г.\ тем не менее, существовавший до середины 80-х годов оптимизм в прогнозах ее развития определялся в основном представлениями об умеренной капиталоемкости АЭС, зачастую продиктованными соображениями политического плана.

Известно, что удельные капиталовложения в АЭС значительно выше, чем в обычные электростанции \По данным Батова, Корякина Ю.И.,1969г\, особенно это касается АЭС с быстрыми реакторами. Это связано в первую очередь со сложностью технологической схемы АЭС:

Используются 2-х и даже 3-х контурные системы отвода тепла из реактора.

Создается специальная система гарантированного аварийного расхолаживания.

Предъявляются высокие требования к конструкторским материалам (ядерная чистота).

Изготовление оборудования и его монтаж ведутся в особо строгих, тщательно контролируемых условиях (реакторная технология).

К тому же термический к.п.д. на используемых в настоящее время в России АЭС с тепловыми реакторами заметно ниже, чем на обычных тепловых станциях.

Другим важным вопросом является то, что в твэлах внутри реактора постоянно содержится значительное количество ядерного топлива, необходимого для создания критической массы. В некоторых публикациях \например по данным Батова, Корякина Ю.И.,1969г\, предлагается включать в капиталовложения стоимость первой загрузки ядерного топлива. Если следовать этой логике, то в капвложения следует включать не только топливо, находящееся в самом реакторе, но и занятое во внешнем топливном цикле. Для реакторов, использующих замкнутый цикл с регенерацией топлива, таких как быстрые реакторы, общее количество «замороженного» таким образом топлива может в 2-3 раза, а то и больше превышать критическую массу. Все это значительно увеличит и без того значительную составляющую капвложений и соответственно ухудшит расчетные экономические показатели АЭС.

Такой подход нельзя считать правильным. Ведь в любом производстве одни элементы оборудования находятся в постоянной эксплуатации, а другие материальные средства службы регулярно заменяются новыми. Однако, если этот срок не слишком велик, их стоимость не причисляют к капвложениям. Эти затраты учитываются в качестве обычных, текущих. В случае с твэлами в пользу этого свидетельствует период их использования, который не превышает нескольких месяцев.

Важным является также вопрос о цене ядерного топлива. Если речь идет только об уране, то его стоимость определяется затратами на добычу, извлечение из руды, изотопное обогащение (если таковое необходимо).

 Скачать реферат