Что дальше I. Новые технологии в атомной отрасли
Содержание:
Часть 1. Введение.
Часть 2. Физические основы получения ядерной энергии.
Часть 3. Технологии в атомной энергетике.
I. Ядерный топливный цикл
II. Ядерный реактор
Часть 4. Лидеры отрасли. Статистика по игрокам.
Часть 5. Методы ведения экономических войн.
Часть 6. Росатом и другие.
I. АЭС «Белене» и «Темели́н»
II. АЭС «Хурагуа»
Часть 7. Что дальше?
I. Новые технологии в атомной отрасли
II. Организационные подходы в развитии атомной отрасли
III. Поля экономической войны ближайшего будущего в ядерной энергетике
Часть 8. Заключение
Существет два основных типа ядерных реакций, с помощью которых можно получить энергию:
1. Ядерная реакция деления - процесс расщепления атомного ядра на два (реже три) ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном, альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным (в результате взаимодействия с другими частицами, прежде всего, с нейтронами). Деление тяжёлых ядер - экзоэнергетический процесс, в результате которого высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения.
2. Термоядерная реакция - слияние двух атомных ядер с образованием нового, более тяжелого ядра, за счёт кинетической энергии их теплового движения.
Прежде всего, среди них следует отметить реакцию между двумя изотопами (дейтерий и тритий) весьма распространённого на Земле водорода, в результате которой образуется гелий и выделяется нейтрон. Реакция может быть записана в виде:
+ энергия (17,6 МэВ).
Выделенная энергия (возникающая из-за того, что гелий-4 имеет очень сильные ядерные связи) переходит в кинетическую энергию, большую часть из которой, 14,1 МэВ, уносит с собой нейтрон как более лёгкая частица. Образовавшееся ядро прочно связано, поэтому реакция так сильно экзоэнергетична. Эта реакция характеризуется наинизшим кулоновским барьером и большим выходом, поэтому она представляет особый интерес для управляемого термоядерного синтеза
В настоящее время человечество имеет практическое представление о возможности получения энергии путем как деления тяжелых ядер на более легкие, так и синтеза тяжелых ядер из более легких - в результате практически осуществленного в лабораториях термоядерного синтеза (термояд). Термояд в настоящее время находится, уже практически с 60-х годов прошлого столетия, только в стадии экспериментальной отработки возможных вариантов получения энергии в лабораторных условиях. В чем причина? Сложность в создании условий, при которых будет происходить реакция синтеза тяжелых ядер элементов.
Человечество относительно легко освоило деление 235U: никакой сложности тут нет - поскольку нейтроны не обладают зарядом, они могут буквально «проползать» сквозь ядро даже с очень маленькой скоростью. В большинстве реакторов деления и используются как раз такие, тепловые нейтроны - у которых скорость движения сравнима со скоростью теплового движения атомов.
А вот при реакции синтеза - у нас есть 2 ядра имеющие заряд, и они отталкиваются друг от друга. Для того, чтобы сблизить их на нужное для реакции расстояние - нужно, чтобы они двигались с достаточной скоростью. Скорости такой можно либо достичь в ускорителе (когда все атомы в результате двигаются с одной оптимальной скоростью), или нагреванием (когда атомы летают как попало в случайных направлениях и случайной скоростью). [Источник]
Существует несколько различных вариантов конструкций для протеканий реакции синтеза и получения в результате этих реакций энергии. Наиболее известная конструкция, дающая тепло и свет в окрестностях нашей солнечной системы - это наша звезда по имени Солнце. Из искусственных, созданных человеком работающих конструкций, на данный момент известно об нескольких проектах: токамак, стелларатор, National Ignition Facility (NIF), Z-машина, dense plasma focus (DPF), Levitated Dipole - «вывернутый» токамак, Фузор Фарнсуорта - Хирша , Polywell, Мюонный катализ.
Пока признанно наиболее перспективным направление получения энергии в токамаках. В настоящее время данная конструкция находится в стадии экспериментальной проверки возможности получения энергии. Ближайшая задача - добиться устойчивости проведения реакции синтеза и возможности коммерческого использования данной технологии получения энергии - показатель Q=10 (т.е. выделение энергии в 10 раз больше затрачиваемой на нагрев и удержание плазмы).. Над этим активно работает международный проект термоядерного реактора ИТЭР, в котором активное участие принимает и Россия.
В ИТЕР для удержания плазмы, используется конструкция токамак (тороидальная камера с магнитными катушками) - в плазменном торе как в трансформаторе наводится ток. Вокруг тора - сверхпроводящие магниты, которые «обжимают» плазму и не дают ей коснуться стенок. Плазма нагревается микроволновым излучением, и резистивным нагревом от протекающего тока.
Проблемы у токамаков следующие (при их будущем промышленном использовании):
1. Нестабильность плазмы. Разряд норовит где-то становится тоньше, где-то - толще, вплоть до разрыва кольца (с прекращением тока) или касанием стенок. С проблемой боролись увеличением размеров камеры, добавлением полоидального магнитного поля (вокруг вертикальной оси камеры).
2. Тритий - дорог, и его нужно много для производства энергии. Если мы единственный нейтрон, образующийся в реакции D+T с помощью лития-6 конвертируем в 1 атом трития - за счет неизбежных потерь нейтронов трития будет все меньше и меньше. Необходимо использовать размножение нейтронов - используя например литий-7 или свинец, которыми нужно обложить внутреннюю стенку реактора (бланкет), и доставать оттуда как-то тритий.
3. Мощное нейтронное излучение: на ту же вырабатываемую мощность нейтронный поток в ~5-10 раз больше, чем у обычных ядерных реакторов, и сами нейтроны имеют намного большую энергию. Это значит, что если конструкцию реактора сделать из тех же материалов, то срок службы у нее будет 5 лет, а не 50 (как у обычных реакторов).
4. Поскольку плазма с огромной температурой теряет много энергии на излучение, а камера должна быть большой для обеспечения стабильности - минимальная мощность реактора получается большой, сотни мегаватт.
В обозримой перспективе 50-100 лет, если не случится какого-либо революционного прорыва в развитии технологий или знаний об окружающем нас мире, человечество, для получения энергии, будет использовать реакции деления тяжелых ядер.
Можно выделить несколько основных направлений развития технологий в атомной отрасли на ближайшие несколько десятилетий:
1. Общий уровень развития технологий. Компьютеризация практически всех процессов, начиная от проектирования и заканчивая постройкой и эксплуатацией АЭС. Микроэлектроника везде, интеллектуальные системы мониторинга и управления, предупреждения аварий, робототехнические комплексы и тому подобные нововедения позволяют значительно уменьшить затраты на создание и обслуживание АЭС. Опыт прошедших аварий и катастроф многому научил человечество. Значительные затраты по НИОКР теперь направлены на обеспечение безопасности стоящихся атомных объектов. Новые материалы позволяют снизить массо-габаритные характеристики проектируемых реакторов, теперь реакторы меньше по размеру и их можно размещать, например на плавучих АЭС: Госкорпорация «Росатом» до конца года намерена произвести испытания приемопередающего оборудования первой в мире плавучей атомной теплоэлектростанции «Академик Ломоносов», а в сентябре начать обучение первых членов экипажа. Полностью объект планируют сдать до 2019 года, после чего ПАТЭС отбуксируют в порт Певек на Чукотке для замены выработавшей свой ресурс Билибинской АЭС. Успешная реализация этого проекта позволит обкатать технологию создания компактных атомных энергоблоков «конвейерной сборки» для различных целей - от выработки электричества до опреснения воды - и вдвое снизить ее стоимость. На прошлой неделе журналисты впервые побывали на ПАТЭС, которая строится на мощностях Балтийского завода в Петербурге.[Источник] или в шахтах под землей: 23 марта 2011 г. по инициативе Министерства энергетики и ЖКХ в Правительстве Свердловской области состоялись экспертные слушания по вопросу оценки перспектив строительства подземной атомной электростанции в г. Кушва. По итогам слушаний эксперты пришли к единому мнению о перспективности строительства подземных атомных электростанции. [Источник]
2. Расширение сырьевой базы. Следующими направлениями развития в ЯЭ являются различные поиски и отработка расширения сырьевой базы (включение в ТЯЦ изотопов тория-232 и урана-238, которых в природе гораздо больше чем урана-235). По данным направлениям есть большой теоретический и технологический задел, но трудностей на пути реализации по-прежнему достаточно. Более того с данной проблематикой оказывается тесно связана проблема утилизации и хранения ОЯТ (т. е. в том числе различных изотопов урана, плутони и др.). Общее направление развития технологий для решения данных задач - реакторы на «быстрых» нейтронах. В случае успешной реализации в промышленных масштабах реакторов, построенных на данном принципе можно получить топливный цикл, в котором с одной стороны будут использоваться и заново пускаться в дело огромные запасы ОЯТ и с другой позволит значительно расширить сырьевую базу ЯТЦ.
Во всем мире есть понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным и может кардинально увеличить эффективность использования природного урана и, что немаловажно, решить вопрос с переработкой отработанного ядерного топлива. В среде физиков известен такой афоризм что «работать только на уране-235 все равно что, имея печку, полную дров, отапливать дом спичками» [Источник]. Наиболее продвинулись в этом направлении Россия и Франция, которые имеют богатый практический опыт эксплуатации подобных систем. В отличии от других стран, где подобные разработки находятся пока еще в экспериментальной стадии.
В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», ней предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем, что, по планам, должно привести к осуществлению проекта БРЕСТ.
Кроме БРЕСТ-а в России уже есть работающие системы на быстрых нейтронах, которые приблизились к замкнутому ЯТЦ: реакторы серии БН. Работающий в полную мощность БН-600, которому в 2010 году продлили срок службы до 2020 года и реактор БН-800, который в этом году выдал первый электрический ток в единую энергосистему. Также ведутся работы по окончанию проектирования реактора БН-1200. Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах (серии БН) могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Некоторые страны также активно развивают направление «быстрых нейтронов»: Индия, Южная Корея, США и Франция.
Для расширения сырьевой базы отдельно по ториевому циклу также есть большие заделы у некоторых стран (стоит вспомнить что первые бомбы США были сделаны с использованием тория), но пока для форсирования работ по данному направлению нет экономических предпосылок (пока цена на традиционные источники упала, и соответственно упала цена и на «традиционный» уран). Так, возможно, в дальнейшем при изменении конъюнктуры ториевый открытый и закрытый циклы будут реализованы на практике в такой степени, что смогут повлиять на рынок, но пока это только отдельные экспериментальные проекты. [Источник 1, Источник 2]
Так, например, Индия усиленно прощупывает «ториевое» направление: большую часть их парка реактров составляют индийские «клоны» канадских реакторов CANDU, которые позволяют легко загружать и выгружать каждую индивидуальную ТВС с ядерным топливом, не производя полной остановки реактора, как, например, надо делать в случае с реакторами типа ВВЭР. Это дало возможность индийским экспериментаторам достаточно массово и быстро провести наибольшее количество экспериментов с ториевыми ТВС в мире - причём именно в рамках серийных, а не экспериментальных реакторов. Индия, начиная с 1980-х годов и по сегодняшний день, загрузила в общей сложности более 230 ториевых сборки в свои тяжёловодные энергетические реакторы. [Источник]
Кафедра Экономической войны - Екатеринбург