Социально-экономическая география зарубежных стран

Реакторы на быстрых  нейтронах обладают существенно  большей критической массой по сравнению  с реакторами на тепловых нейтронах (при заданных размерах реактора). Это  объясняется тем, что быстрые  нейтроны при взаимодействии со средой оказываются более "инертными", чем тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на единицы длины пути) для них в сотни раз меньше, чем для тепловых. Для того, чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за пределы реактора и не терялись, их "инертность" необходимо компенсировать увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим возрастанием критической массы.

Чтобы реакторы на быстрых  нейтронах не проигрывали  по сравнению  с реакторами на тепловых нейтронах, необходимо повышать мощность, развиваемую при заданных размерах реактора. В таком случае количество "замороженного" топлива на единицу мощности будет уменьшаться. Достижение высокой плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной задачей новых электростанций.

Следует заметить, что  сама по себе мощность непосредственно  не связана с количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это  количество превышает критическую  массу, то в нем засчет созданной  нестационарности цепной реакции можно развить любую требуемую мощность. Вопрос заключается в том, чтобы обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой и увеличение критической массы, т.е. не решает задачи.

 Положение осложняется  еще и тем, что для теплоотвода  из реактора на быстрых нейтронах  такой привычный и хорошо освоенный  теплоноситель, как обычная вода, не подходит в силу своих ядерных свойств. Она, как известно, замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства. Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 1,5×10⁷ Па), что вызывает соответствующие технические трудности.

В качестве теплоносителя  для теплоотвода из реакторов  на быстрых нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения.

Следует указать, что  в свое время выбор "экзотического" натрия казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала серъезные опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействии с водой, а также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях.

Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических  исследований и разработок, сооружение стендов и специальных экспериментальных  реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации.

Кроме обязательного  существования критической массы  есть еще одна характерная особенность  использования ядерного топлива, связанная  с теми физическими условиями, в  которых оно находится в реакторе. Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае - это трудоемкий, длительный и дорогостоящий процесс.

Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в  топливной композиции относительно небольшое - всего несколько процентов. Для реакторов на быстрых нейтронах  соответствующая концентрация топлива значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью увеличения количество топлива вообще в реакторе на быстрых нейтронах для создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том, что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно, содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах должно быть больше. Иначе слишком много нейтронов будет поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе окажется невозможной. Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на быстрых нейтронах выгорает в несколько раз меньшая доля заложенного топлива, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приводит к необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.

Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время встают вопросы об улучшении системы безопасности на АЭС, а также изучении возможных способов переработки радиоактивных отходов, преобразовании их в безопасные вещества. Речь идет о методах превращения стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами.  Теоретически это возможно, но при современном уровне развития технологии это экономически нецелесообразно. Хотя, возможно, уже в ближайшем будущем будут получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомная энергия станет не только самым дешевым видом энергии, но и действительно экологически чистым[7; стр. 60-75].

Глава 2. Проблемы и перспективы развития атомной энергетики

2.1. Развитие атомной  промышленности

 После втоpой мировой войны мировая электроэнергетика стала крупнейшим инвестиций. Это было вызвано быстрым ростом спроса на электроэнергию, по темпам значительно превосходившим рост населения и национального дохода. Основной упор делался на тепловые электростанции (ТЭС), работающие на угле и, в меньшей степени, на нефти и газе, а также на гидроэлектростанции. До 1969 года АЭС промышленного типа не существовало. К 1973 практически во всех промышленно развитых странах оказались исчерпанными ресурсы крупномасштабной гидроэнергетики. Скачок цен на энергоносители после 1973, быстрый рост потребности в электроэнергии, а также растущая озабоченность возможностью утраты независимости национальной энергетики – все это способствовало утверждению взгляда на атомную энергетику как на единственный реальный альтернативный источник энергии. Эмбаpго на арабскую нефть 1973–1974гг породило дополнительную волну заказов и оптимистических прогнозов развития атомной энергетики.

Но каждый следующий  год вносил свои коррективы в эти  прогнозы. С одной стороны, атомная  энергетика имела своих сторонников  в правительствах, в урановой промышленности, исследовательских лабораториях и  среди влиятельных энергетических компаний. С другой стороны, возникла сильная оппозиция, в которой объединились группы, защищающие интересы населения, чистоту окружающей среды и права потребителей. Споры, которые продолжаются и по сей день, сосредоточились главным образом вокруг вопросов вредного влияния различных этапов топливного цикла на окружающую среду, вероятности аварий реакторов и их возможных последствий, организации строительства и эксплуатации реакторов, приемлемых вариантов захоронения ядерных отходов, потенциальной возможности саботажа и нападения террористов на АЭС, а также вопросов увеличения национальных и международных усилий в области нераспространения ядерного оружия [3; стр.178-182].

2.2. Проблемы развития  энергетики

Развитие индустриального  общества опирается на постоянно  растущий уровень производства и потребления различных видов энергии.

Как известно, в основе производства тепловой и электрической  энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов – угла, нефти или газа, а в атомной  энергетике - деление ядер атомов урана  и плутония при поглощении нейтронов.

Масштаб добычи и расходования энергоресурсов, металлов,  воды и  воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов стремительно сокращаются. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов.

Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица  тепловой энергии, равная Q=2,52¹⁰¹⁷ ккал = 36¹⁰⁹ тонн условного топлива /т.у.т./, топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8¹⁰¹² т.у.т.

Из этого количества примерно одня треть (что составляет ~ 4,3¹⁰¹² т.у.т.) может быть извлечена с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны, современные потребности в энергоносителях составляют 1,1¹⁰¹⁰ т.у.т./год и растут со скоростью 3-4% в год, то есть удваиваются каждые 20 лет.

Не составляет никакого труда догадаться, что органические ископаемые ресурсы, даже при вероятном  замедлении темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в самом ближайшем будущем.

Отметим также, что при  сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн тонн сернистого газа и окислов азота, что составляет 70 кг вредных веществ на каждого жителя Земли в год.

Использование энергии  атомного ядра и развитие атомной  энергетики частично снимает остроту  этой проблемы. Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате  нейтронов, сделавшее CC век атомным, стало существенным складом к запасам энергетического ископаемого топлива. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой - 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4¹⁰⁹ тонн. В тоже время богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана, которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонны естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время"[4; стр.216].

Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды и воздуха.

Известна озабоченность  ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого  газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.

Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации, что позволяет устранить возможность возникновения парникового эффекта с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления.

Чрезвычайно важным обстоятельством  является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АЭС, атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует минимальных транспортных расходов, что освобождает общество от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива [10; стр. 248-253].

2.3. Проблемы безопасности

 Чеpнобыльская катастpофа и дpугие аваpии ядеpных pеактоpов в 1970-е и 1980-е годы, помимо прочего, ясно показали, что такие аваpии часто непpедсказуемы. Напримеp, в Чеpнобыле pеактоp 4-го энергоблока был сеpьезно повpежден в pезультате pезкого скачка мощности, возникшего во вpемя планового его выключения. Реактоp находился в бетонной оболочке и был оборудован системой аваpийного расхолаживания и дpугими совpеменными системами безопасности, и трудно было предположить, что при выключении реактора может произойти резкий скачок мощности и газообpазный водоpод, обpазовавшийся в pеактоpе после такого скачка, смешавшись с воздухом, взоpвется так, что pазpушит здание pеактоpа. В pезультате аваpии погибло более 30 человек, более 200000 человек в Киевской и соседних областях получили большие дозы pадиации, был заpажен источник водоснабжения Киева. На севеpе от места катастpофы – пpямо на пути облака pадиации – находились обширные Пpипятские болота, имеющие жизненно важное значение для экологии Беларуси, Украины и западной части России.

В Соединенных Штатах пpедпpиятия, занимающиеся строительством и эксплуатацией ядерных pеактоpов, тоже столкнулись с множеством пpоблем безопасности, что замедляло стpоительство, заставляя вносить многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы, и приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии. По-видимому, было два основных источника этих тpудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта в этой новой отрасли энергетики. Дpугой – pазвитие технологии ядеpных pеактоpов, в ходе которого возникали новые пpоблемы. Но остаются и старые, такие, как коppозия тpуб паpогенеpатоpов и растрескивание тpубопpоводов кипящих реакторов. Не решены до конца и дpугие пpоблемы безопасности, напpимеp повpеждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя [4; стр. 68-75].