Розвиток Енергетики В Україні, Детальна інформація

екологічно безпечні виробництва енергії й утилізації відходів шляхом замкнення паливного циклу зі спаленням у реакторі довгоживучих актиноїдів і продуктів ділення, з радіаційно еквівалентним похованням РАВ без порушення природного радіаційного балансу;

перекриття каналу поширення ядерної зброї, пов’язаного з ядерною енергетикою, через поступове виключення з неї технологій вилучення плутонію з ОЯП і збагачення урану, а також через забезпечення фізичного захисту ядерного палива від крадіжок;

економічна конкурентоздатність за рахунок зниження вартості та відтворення палива, підвищення ефективності термодинамічного циклу, розв’язання проблем безпеки АЕС без ускладнення їхніх конструкцій і висунення особливо жорстких вимог до персоналу та устаткування.

Сьогодні в різних країнах ведеться активний пошук ядерних технологій для майбутнього. Багато хто повернувся до реакторних концепцій, від яких раніше відмовився на користь швидких реакторів. Це такі концепції, як: цикл Th-U; циркулювання рідкосольового палива; використання підкритичних реакторів з прискорювальними або іншими джерелами нейтронів тощо. Інші продовжують роботу над швидкими реакторами традиційного типу, розраховуючи на зниження їхньої вартості шляхом оптимізації конструкції і переходу до серійного будівництва... Але навряд чи можна сподіватися на технічну розробку і демонстрацію усієї величезної кількості досліджуваних варіантів. Малоймовірно також, що розрізнені, не об’єднані хоча б єдиним розумінням мети, дослідження «самі собою» приведуть до оптимального варіанту. Отож зусилля вчених світу щодо розробки нової довгострокової концепції ядерної енергетики треба скоординувати та сконцентрувати.

В ідеалі треба було б сподіватися на вироблення концептуальної технології, згідно з якою паливом слугував би природний незбагачений уран, а рівень радіаційної небезпеки отримуваних відходів не перевищував відповідного початкового рівня руди (і водночас при всьому цьому щоб не було аварій).

N

–

1/4

o O

N

o O

N

<и б послужити великопотужні швидкі реактори в циклі U-Pu з коефіцієнтом відтворення КВ(1. Тобто у такий реактор завантажується так зване рівноважне паливо із суміші природного урану та плутонію. У процесі роботи плутоній вигоряє як паливо, а під дією утворюваних нейтронів із 238U напрацьовується знову ж таки плутоній. Таким чином, після закінчення роботи у відпрацьованому паливі виявляється стільки Pu, скільки було завантажено, а тому при новому завантаженні реактора плутоній не треба ні витягати, ані додавати. Для коригування складу палива слід лише додавати U — задля компенсації спаленої частини. Отже, технологія зводиться тут в основному до очищення палива від продуктів ділення. При цьому довгоживучі радіонукліди повертаються в реактор для трансмутації, а високоактивні Sr та Cs повинні витримуватися у тимчасовому сховищі 100—200 років. Після зниження активності ці відходи навічно ховатимуться згідно із згадуваним вище принципом радіаційно-міграційної еквівалентності. Окрім усього іншого, у швидкому реакторі можна допалювати і радіоактивні відходи з теплових (“повільних”) реакторів.

Отже, швидкі реактори мають багато переваг. Щоправда, за минулі роки склалося уявлення про швидкі реактори, як обов’язково дорогі. Але ситуацію можна поліпшити. За фізичними й технічними принципами конструкції і керування великопотужні швидкі реактори з рідкометалічним охолодженням значно простіші від LWR та інших теплових реакторів, а крім того, куди ефективніше використовують паливо та енергію. Таким чином, проблема їхнього здешевлення полягає лише у випрацюванні оптимальних технічних рішень. Головною причиною високої вартості першого покоління швидких реакторів було використання в них у якості теплоносія хімічно високоактивного натрію. Для запобігання його контакту з водою і повітрям при нормальній експлуатації та на випадок аварії використовуються триконтурна схема охолодження, страхувальний корпус, численні системи контролювання та захисту парогенераторів, перевантаження палива. Усе це «нагромадження» допоміжного устаткування дуже ускладнює всі технологічні процеси та удорожчує конструкцію. А можливість займання та закипання натрію при аваріях не дозволяло повною мірою реалізовувати властиві швидким реакторам якості безпеки.

Не вдаючись у технічні подробиці, відзначимо лише, що описані реактори з КВ>1 (тобто у процесі роботи цього реактора утворюється більше плутонію, ніж його було завантажено) у радянський час створювалися в першу чергу для напрацювання збройового плутонію. Маючи короткий час подвоєння Pu, вони потребували легкого й теплопровідного теплоносія, здатного відводити від палива високі теплові потоки, що і визначило вибір натрію. А для реакторів із рівноважним паливом і помірними навантаженнями можливий інший, менш активний і менш дорогий теплоносій. У свою чергу, це зменшить кількість допоміжних технічно-конструктивних заходів безпеки.

Зразок швидкого реактора природної безпеки

Нещодавно у Росії розпочата державна програма «Екологічно чиста енергетика». Її мета — зменшення впливу на навколишнє середовище усіх ланок паливно-енергетичного комплексу. Зокрема, передбачається нарощування екологічно чистого виробництва електроенергії атомними станціями і створення безпечної й економічної моделі АЕС, яка стане базою розвитку ядерної енергетики у великих масштабах.

У рамках програми розробляється проект реактора на швидких нейтронах з охолодженням рідким свинцем. Ця модель називається БРЕСТ (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). Забезпечення безпеки її експлуатації досягається не стільки створенням нових або удосконаленням уже застосовуваних захисних бар’єрів, скільки за рахунок оптимального врахування фундаментальних фізичних та хімічних властивостей ядерного палива, теплоносія й інших компонентів, що дає змогу реалізувати принцип природної безпеки.

У конструктивному плані БРЕСТ істотно відрізняється від експлуатованих нині зразків. Його реакторна установка належить до басейнового типу, коли в шахту з теплоізоляційного бетону заливається свинець, а в нього «вставляються» активна зона, парогенератор, насос та інші системи забезпечення. Циркуляція свинцю в контурі здійснюється за рахунок створюваної насосами різниці рівнів нагрітої та «охолодженої» речовини.

До особливостей БРЕСТа слід віднести і конструкцію його тепловидільних елементів (ТВЕЛів). За традиційною технологією вирівнювання тепловиділення по радіусу реактора досягається за рахунок зміни збагачення у ТВЕЛах, а в БРЕСТі просто застосовуються ТВЕЛи різного діаметру. У якості палива використовується мононітридна композиція уран-плутонію (UN-PuN) та мінорних актиноїдів. Реактор здатний за одну кампанію спалювати до 80 кг як «власних» актиноїдів, так і отриманих із ОЯП теплових АЕС.

Іншою істотною особливістю проекту є прилягання комплексу з переробки ОЯП безпосередньо до реакторної установки. Це дає можливість одразу ж передавати ОЯП із газового простору реактора на переробку — без дорогого і небезпечного транспортування відходів на далекі відстані.

Поєднання природних властивостей свинцевого теплоносія, мононітридного палива, фізичних характеристик швидкого реактора, вдалих конструкторських рішень активної зони та контурів охолодження виводить БРЕСТ на якісно новий рівень безпеки і забезпечує його стійкість навіть під час найтяжчих аварій без спрацьовування активних засобів захисту. Рівноважний склад палива робить фізично неможливим «розгін» реактора, як це було в Чорнобилі. За будь-яких можливих варіантів розвитку подій, навіть таких найтяжчих, як уведення в дію повного запасу реактивності або відключення всіх насосів за одночасної відмови систем захисту, БРЕСТ не робить радіоактивних викидів. Не аналізуються тільки дві ситуації (та їх, мабуть, і нема рації розглядати): ракетно-ядерний удар та падіння величезного астероїду. Від усього іншого реактор захищений, навіть від диверсій на рівні оперативного персоналу.

На сьогодні в Росії виконано 1-й етап технічного проекту демонстраційного блоку АЕС БРЕСТ-300 з паливним циклом. Завершення технічного проекту демонстраційного блоку разом з основними розрахунковими і дослідними обгрунтуваннями намічено на 2002 рік. Спорудження блоку планується на майданчику Білоярської АЕС (Свердловська область) до 2010 р. На базі БРЕСТ-300 передбачається розробити проект комерційного великопотужного енергоблоку АЕС природної безпеки, що його можна буде покласти в основу великомасштабної ядерної енергетики майбутнього. Мінатом Росії запрошує зацікавлені країни (насамперед ті, що розвиваються, потерпають від дефіциту палива і прагнуть енергетичної незалежності) до науково-технічної і фінансової участі у програмі «реактора природної безпеки». Витрати на програму у сьогоднішніх цінах становлять близько 5 млрд доларів.

А що ж Україна?

За сумарною потужністю своїх реакторів Україна посідає 8-е місце у світі і 5-е — в Європі. На всіх українських АЕС діють легководні реактори серії ВВЕР (водо-водний енергетичний реактор). На Хмельницькій та Рівненській АЕС добудовуються два енергоблоки ВВЕР-1000.

Участь України у міжнародному проекті «реактора природної безпеки» та будівництво в ній цього реактора зумовили б такі позитивні наслідки:

Запровадження передового безпечного методу виробництва електроенергії, яким можна було б замінити діючі сьогодні екологічно шкідливі теплові (насамперед вугільні) електростанції.

Незалежність від постачальників збагаченого урану. Перше закладення палива в реактор БРЕСТ вимагає уран-плутонієвої композиції, якої у нас нема, але це одноразова залежність — на відміну від постійної залежності щодо палива для теплових реакторів.

Значне послаблення проблеми РАВ. По-перше, вже сама організація роботи реактора БРЕСТ дає менше РАВ (до того ж підготовлених до утилізації з дотриманням принципу радіаційно-еквівалентного поховання), а по-друге, БРЕСТ здатний допалювати РАВ, отримані на теплових реакторах.

Виникнення додаткових робочих місць, зокрема для висококваліфікованих українських фахівців (інженер має займатися своєю справою, а не торгувати на базарі).