Современное развитие атомной энергетики

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ 3
1. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА В МИРЕ СЕГОДНЯ 5
1.1. Улучшение работы существующих реакторов 5
1.2. Динамика данных о запасах урана 7
2. МИРОВАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ДО 2030 ГОДА - РОСТ ИЛИ СПАД? 9
2.1. Новые реакторы 9
2.2. Три сценария 10
3. ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ СОВРЕМЕННОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 11
3.1. Возможность утилизации низкопотенциальной теплоты АЭС 12
3.2. Использование теплового насоса в технологической схеме АЭС 12
3.3. Использование тепловых насосов в схемах отпуска тепла потребителю 14
4. ЯДЕРНЫЙ БРИДИНГ 15
4.2. Виды бридинга 16
5. РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ 18
6. РЕАКТОРЫ АЭС IV ПОКОЛЕНИЯ 22
6.1. Быстрый реактор с газовым охлаждением 24
6.2. Высокотемпературный реактор 24
6.3. Быстрый реактор с натриевым теплоносителем 25
6.4. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем 26
6.5. Жидкосолевой реактор 27
6.6. Реактор охлаждаемый сверхкритической водой 27
7. БРЕСТ 30
7.3. Естественная безопасность 32
7.4. Особенности конструкции 32
Заключение 34
Список литературы: 35

1. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА В МИРЕ СЕГОДНЯ
Сегодня в мире получают с использованием ядерной энергетики столько электроэнергии, сколько производилось из всех источников в ранние годы существования ядерных технологий. Гражданская ядерная энергетика теперь удовлетворяет почти 11,5% мировой потребности в электроэнергии, имея ядерные реакторы в 31 стране.
Многие страны построили также исследовательские реакторы, для научной деятельности, а также производства медицинских и промышленных изотопов.
Сейчас в 31 стране размешено 450 коммерческих ядерных энергетических реакторов общей установленной мощностью более чем 391000 МВт эл. Это более чем в три раза превышает общий объем генерирующих мощностей Франции или Германии из всех источников. Еще около 60 ядерных энергетических реакторов находятся на стадии строительства, что эквивалентно 20% имеющегося сейчас потенциала, а более 160 твердо запланированы к строительству, что составляет половину существующих в настоящее время мощностей.
...

1.1. Улучшение работы существующих реакторов
По мере того как строительство АЭС возвращается к уровням, достигнутым в 1970-х и 1980-х гг., работающие сейчас станции производят больше электроэнергии. В 2011 г. производство было равно 2518 млрд кВт∙ч. Рост за 6 лет до 2006 г. (210 ТВт∙ч) равен производству на 30 крупных ядерных энергоблоках. Однако в период с 2000 г. по 2006 г. не было увеличения числа реакторов (и рост мощности составил только 15 ГВт эл.). Остальное увеличение производительности (рабочих свойств) достигнуто на существующих блоках.
В более долгосрочной проекции, с 1990 по 2010 гг., мощность выросла на 57 ГВт эл. (17,75%, благодаря как вводу новых блоков, так и улучшению технических характеристик ряда уже работавших блоков), а производство электроэнергии возросло на 755 млрд кВт*ч(40%). Свой относительный вклад в этот рост дали: новое строительство — 36%, обновление блоков — 7% и увеличение готовности — 57%. В 2011 и 2012 гг.
...

1.2. Динамика данных о запасах урана
С ростом количества АЭС сразу же возник вопрос о запасах доступного урана. В 50—60-е гг. прошлого века считаюсь, что развитие атомной энергетики будет ограничиваться его количеством, хотя было уже известно, что урана на Земле много. Например, он есть даже в морской воде, но высокая стоимость его добычи делает процесс нерентабельным.
Обычно оценку запасов урана связывают со стоимостью его добычи. В табл. 1 приведена оценка мировых ресурсов урана с учетом градации по стоимости, как достоверных, так и предлагаемых, на 1 января 2013 г.
Градации ресурсов
Запасы, млн т
Стоимость добычи, долл./кг
< 40
< 80
< 130
< 260
Достоверные ресурсы
0.507
1.122
3.699
4.587
Предполагаемые ресурсы
0.175
0.745
2.204
3.048
Суммарно определенные ресурсы
0.682
1.957
5.903
7.635
Табл. 1 Оценка мировых ресурсов урана
За период с 2006 по 2010 гг. уровень разведанных запасов возрос на 54%: с 1,5 до 5.4 млн т. На 2014 г., по оценкам, запасы урана достигают 7,6 млн т.
...

2.1. Новые реакторы
В настоящее время существует не так много надежных планов строительства новых реакторов в развитых промышленных странах Западной Европы и Северной Америки. Причина этого – скептические прогнозы будущего роста спроса на электроэнергию, что отчасти является результатом зрелого этапа, который достигнут в «электрификации» экономики и общества, а отчасти – результатом принятых во многих странах политических мер, направленных на повышения эффективности использования энергии. В нескольких странах высокий уровень развития существующей ядерной отрасли ограничивает желание ее дальнейшего расширения.
Совершенно другая ситуация складывается в ряде быстро развивающихся азиатских стран. Сочетание отсутствия собственных энергетических ресурсов с очень быстро растущей потребностью в электроэнергии и стремлением к диверсификации и надежности энергоснабжения приводят к росту ядерной энергетики.
2.2.
...

2.2. Три сценария
В докладе мировой ядерной ассоциации (WNA) «Глобальный рынок ядерного топлива: спрос и предложение 2013-2030 гг.» представлено три сценария развития мировой ядерной энергетики до 2030 г.: инерционный, верхний и нижний. Их диапазон: от сильно положительного до слегка отрицательного изменения ядерной энергетики в течение рассматриваемого периода.
Инерционный (базовый) сценарий
• Продолжение увеличения производства электроэнергии на АЭС.
• Большинство стран продолжают реализовывать свои предыдущие планы, несмотря на аварию на АЭС Fukushima.
• Проблемы принятия ядерных проектов общественностью начинают уменьшаться.
Верхний сценарий
• Значительные улучшения экономики ядерной энергетики.
• В мире внедряется политика поощрения источников энергии с нулевым или низким уровнем выбросов парниковых газов, что значительно меняет структуру энергетики по источникам энергии.
Авария на Фукусиме имеет мало неблагоприятных последствий.
...

3. ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ СОВРЕМЕННОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Технологический цикл АЭС с реакторами на тепловых нейтронах с водным теплоносителем и замедлителем (далее – ВВЭР) обладает следующими особенностями:
-Давление в первом контуре, на примере самого распространенного типа ректоров в России ВВЭР-1000, составляет 16 МПа. Выбор данного давления связан с ограничением температуры для оболочек твэлов из циркониевых сплавов (350°С). Таким образом предельная температура пара во втором контуре не может превысить 315°С в случае его перегрева. Следовательно выбор циркониевого сплава для оболочек твэлов и повышение единичной мощности блоков практически предопределили термодинамические параметры АЭС с ВВЭР-1000: давление первого контура около 16 МПа, температура теплоносителя на выходе из реактора 320 - 330°С; давление и температура пара во втором контуре соответственно 6,3 - 7,2 МПа и 279 - 285°С.
...

3.1. Возможность утилизации низкопотенциальной теплоты АЭС
АЭС являются крупными источниками низкопотенциальной тепловой энергии, не пригодной для промышленного использования вследствие низкого температурного уровня. Однако мировой опыт показывает реализуемость на современной технонологической базе возможности повышения температурного уровня с помощью тепловых насосов до уровня, необходимого для целей теплоснабжения. В настоящее время предлагаются различные варианты использования тепловых насосов парокомпрессорного типа, обладающих высокими коэффициентами трансформации и позволяющими обеспечить перераспределение тепловых потоков в схеме ПТУ, оптимизировать сетевые установки и снизить сброс тепловой энергии с охлаждающей водой.
Для оценки возможности утилизации сбросной низкопотенциальной теплоты были исследованы режимы работы и параметры вспомогательных систем реакторного и турбинного отделения АЭС с реактором БН-600 БАЭС.
...

3.2. Использование теплового насоса в технологической схеме АЭС
Рассмотрим вариант технологической схемы, в которой теплоту можно отбирать от воды на входе или на выходе конденсатора турбины. При этом конденсатор теплового насоса подключается к системе регенеративного подогрева и заменяет первый подогреватель низкого давления.
1 – Испаритель теплового насоса;
2 – компрессор теплового насоса;
3 – дросселирующее устройство;
4 – подогреватель низкого давления (ПНД-1);
5- конденсатор турбины;
6 – турбина.

В данной схеме испаритель теплового насоса устанавливается в подводящий или отводящий канал охлаждающей воды, что значительно упрощает его монтаж.
...

3.3. Использование тепловых насосов в схемах отпуска тепла потребителю
Другим вариантом утилизации низкопотенциальной теплоты с помощью тепловых насосов является отопление административных, бытовых и производственных зданий АЭС близлежащего города. В настоящее время теплота для этих целей берется из отборов рабочего пара турбины, что понижает выработку АЭС. Использование для целей теплоснабжения теплоты позволяет:
- снизить тепловые сбросы в окружающую среду;
- исключить (или снизить) отборы пара теплофикационных нужд.
Данное техническое решение является энергетически целесообразным.
Таким образом, повышение энергоэффективности АЭС является одной из приоритетных задач.
...

4.2. Виды бридинга
Бридинг (от англ. breed – размножать) – процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название «бридинг»
Бридинг состоит в производстве большего количества делящегося материала, чем потребляемого при этом. Количественной мерой этого выигрыша является так называемый период удвоения – время, необходимое для производства вдвое большего чистого количества делящегося материала по сравнению с первоначально загруженным в реактор его количеством. По окончании периода удвоения реактор производит количество топлива, полностью возмещающее его первоначальные затраты и достаточное для пуска еще одного такого же реактора. Эффективно работающий бридерный реактор должен иметь период удвоения от 7 до 10 лет.
В зависимости от вида сырья, превращаемого в ядерное топливо, возможны два типа бридерных систем.
...

5. РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп 235U, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%.
В "быстром" реакторе большую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ. Это открывает возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U — основного топлива для реакторов на тепловых нейтронах.
...

6. РЕАКТОРЫ АЭС IV ПОКОЛЕНИЯ
Текущий парк энергетических ядерных реакторов классифицируется как реакторы Поколений II и III (лишь весьма ограниченное число реакторов Поколения «III+» — главным образом, усовершенствованные кипящие реакторы (тип ABWR), работают в некоторых странах). Однако все эти проекты (здесь мы говорим только об энергетических реакторах с водяным охлаждением) не настолько энергетически эффективны, как они должны быть, так как их рабочая температура относительно низка — ниже 350˚С у реакторного теплоносителя и еще ниже у поступающего на турбину пара.
В настоящее время группа стран, включая Канаду, страны Европейского союза, Японию, Россию, США и другие, инициировали международное сотрудничество в области разработки ядерных реакторов следующего поколения (Поколения IV). Конечная цель разработки таких реакторов — увеличение теплового КПД с 30-36% до 45-50% и выше.
...

4) Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR);
5) Реактор на расплаве солей, или жидкосолевой реактор (MSR);
6) Реактор, охлаждаемый сверхкритической водой (SCWR).

Название реактора
Теплоноситель
Опыт эксплуатации
Температура,
˚С
Давление,
Мпа
Топливо
Максимальная радиационная доза, сна
Мощность, МВт эл.

Атомная энергетика
Тепло-энергетика
Общее число отработавших лет

GFR
Гелий
есть
нет
53
850
7-15
(высокое)
238U
200
1200
LFR
Свинец
нет
нет
нет
480-800
Около 2
(низкое)
238U
200
20-180;
300-1200
MSR
Расплав
солей фторида
есть
нет
6
700-800
Около 2
(низкое)
UF
200
1000
SFR
Натрий
есть
нет
~300
550
Около 2
(низкое)
238U и МОХ
200
300-1500
SCWR
Вода
нет
есть
~16000
510-625
25
(высокое)
UO2
10-70
300-700;
1000-1500
VHTR
Гелий
есть
нет
10
640-1000
7-8
(высокое)
238U
1-10
640

Эти концепции отличаются друг от друга своим дизайном, нейтронным спектром, теплоносителем, замедлителем, рабочей температурой и рабочим давлением.
5.
6.
6.1.
...

6.6. Реактор охлаждаемый сверхкритической водой
Дизайн реактора, охлаждаемого сверхкритической водой,(SCWR: Supercritical Water cooled Reactor) рассматривается как естественное и завершающее развитие обычных ядерных реакторов с водяным охлаждением.
Ректоры типа SCWR могут быть классифицированы на основе границы давления, нейтронного спектра и замедлителя. По граничному давлению SCWR подразделяются на две категории: (a) SCWR с корпусом давления (PV) (рис.10 ); и (b) SCWR с напорной трубой (РТ) или напорным каналом (PCh) (рис. 11). Чтобы противостоять сверхкритическим давлениям у SCWR с корпусом давления толщина его стенки должна составлять около 50 см. Активная зона реакторов РТ SCWR состоит из распределенных напорных каналов толщиной приблизительно 10 мм, которые могут быть ориентированы вертикально или горизонтально, аналогично реакторам типов CANDU и РБМК. Например, реактор SCW CANDU (рис.
...

7.4. Особенности конструкции
Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается. В шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит свинец (теплоноситель), в который опущены активная зона, парогенератор, циркуляционные насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.
К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счет изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1мм, 9,6мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других АЭС.
...