Проблемы развития ядерной энергетики

Федеральное агентство по образованию  РФ

Амурский  Государственный  университет 
 
 
 

Реферат по дисциплине

«Концепции  современного естествознания» 
 

Тема: «Проблемы развития ядерной энергетики» 
 
 
 
 
 
 

Выполнил                                                                                    студент гр. №774 а

                                                                                                       Неробелова А. И. 
 
 
 
 
 

Проверил                                                                                             _________________ 
 
 
 
 
 

Дата  сдачи работы «29» ноября 2007 г. 
 

Реферат защищен на оценку                                                       «_________________» 
 
 
 
 
 
 

Благовещенск

2007 

Лист  замечаний 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Содержание  

Введение -----------------------------------------------------------------------------------4 стр. 

1. Проблемы  ресурсов ядерной энергетики. --------------------------------7 стр.
2. Проблемы безопасности. -----------------------------------------------------12 стр.
3. Проблемы переработки и захоронения отходов.-----------------------13.стр.
4. АЭС и окружающая среда.---------------------------------------------------15 стр.
5. Перспективы развития ядерной энергетики в XXI веке------------17 стр.
6. Заключение.----------------------------------------------------------------------19 стр.

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Введение 

   Энергия – это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека – от стирки белья до исследования Луны и Марса – требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.

    Человечество  с древних времен искало новые  источники энергии. К

середине XX столетия были освоены почти все ее природные источники, причем

использование их в промышленных масштабах привело к значительному загрязнению отходами производства окружающей среды, особенно в крупных,

промышленно развитых городах.

    Опыт  прошлого свидетельствует, что  проходит не менее 80 лет, прежде  чем

одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил уголь,

уголь – нефть, нефть – газ, химические виды топлива заменила атомная

энергетика. История  овладения атомной энергией – от первых опытных

экспериментов – насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта

реакция деления  урана.

    Высвобождение внутриядерной энергии атома потребовало такого уровня

развития науки, такого научно-технического оборудования, такой аппаратуры,

химических материалов, такой высокой культуры и техники производства,

которые смогли сложиться в мире только к середине XX столетия. Однако

человечество  должно было пройти долгий путь поисков, преодолеть множество

препятствий, опровергнуть прежние представления о природе  вещей.

   На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

   Значение атомных электростанций в энергобалансе любой страны трудно

переоценить. Гидроэнергетика  требует создания крупных водохранилищ, под  
 

которые затапливаются большие площади плодородных земель.  Вода  в них

застаивается  и  теряет  свое  качество,  что,  в  свою  очередь,  обостряет

проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии  досуга.

   Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже израсходовали десятки тонн органического топлива (угля). Для его добычи в сельском хозяйстве и других сферах экономики изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются «лунные ландшафты», а повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн SO2.

   Атомные электростанции (АЭС) – это третий «кит»  в  системе  современной

мировой энергетики.  Техническая  обеспеченность  АЭС,  бесспорно,  являются

крупнейшим достижением  научно-технического  прогресса  (НТП).  В  случае  их

безаварийной  работы  не  производится  практически   никакого загрязнения

окружающей среды,  кроме  теплового.  Правда  в  результате  работы  АЭС  (и

предприятий атомного  топливного  цикла)  образуются  радиоактивные  отходы,

представляющие  потенциальную опасность для  всего  живого.  Обнадеживает  тот

факт, что объем  радиоактивных отходов довольно мал, они весьма компактны,  и

их можно хранить  в таких условиях, которые  гарантируют  отсутствие  утечки.

АЭС много экономичнее обычных тепловых  электростанций,  а,  самое  главное,

при их правильной  эксплуатации – это чистые источники  энергии.

   В 1990 году  атомными  электростанциями  мира  производилось  16%  всей

электроэнергии. Такие электростанции работали в 31 стране и строились еще в

6 странах. Ядерный сектор энергетики наиболее  значителен  во  Франции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгарии и Швейцарии,  т.е.  в тех промышленно развитых странах, где  недостаточно  природных  энергоресурсов.  Эти  страны производят  от  четверти  до  половины  своей электроэнергии  на  АЭС.  США производят  на  АЭС только  восьмую часть своей электроэнергии,  но  это составляет около одной пятой ее мирового производства. 
 

   Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя

забывать и  о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести  к

катастрофическим  последствиям. Всего с момента  начала  эксплуатации  атомных

станций в 14 странах  мира произошло более 150 инцидентов и аварий  различной

степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957  г.  –  в  Уиндскейле

(Англия), в 1959 г. – в Санта-Сюзанне (США),  в 1961 г. –   в   Айдахо-Фолсе

(США),  в  1979  г.  –  на  АЭС  Три-Майл-Айленд  (США),  в  1986  г.  –  на

Чернобыльской АЭС ( бывший СССР, сейчас Украина)[www.polar.mephi.ru/5/html].

   Сторонники и противники атомной энергетики резко расходятся  в  оценках  ее

безопасности, надежности и экономической эффективности. Кроме того, широко

распространено мнение о возможной  утечке  ядерного  топлива из сферы

выработки электроэнергии и его использовании для создания ядерного оружия.

Атомная  энергетика  по – прежнему остается предметом острых дебатов. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Проблемы  ресурсов ядерной энергетики

Естественным  и немаловажным представляется  вопрос о ресурсах самого

ядерного  топлива.  Достаточны ли его  запасы,  чтобы  обеспечить  широкое

развитие ядерной  энергетики? По оценочным данным,  на  всем  земном  шаре 

в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько  миллионов  тонн

урана. Это довольно много, но необходимо также учитывать, что в получивших  в

настоящее  время  широкое  распространение  АЭС  с  реакторами  на  тепловых

нейтронах лишь очень небольшая  часть  урана  (около  1%)  используется  для

выработки  энергии.  Поэтому  при  специализации  только  на   реакторах   с

тепловыми нейтронами, ядерная энергетика по соотношению ресурсов не  так уж

много  может  добавить  к  обычной  энергетике – всего  лишь  около   10%.[ Титаева Н. А. Ядерная геохимия. М.: Изд-во МГУ, 1992., c.55] Глобального  решения  надвигающейся  проблемы  энергетического   голода   не получается.

   Совсем  иные перспективы появляются  в случае применения АЭС с  реакторами

на быстрых  нейтронах, в которых  используются  практически  весь  добываемый

уран. Это означает, что объем потенциальных ресурсов  ядерной  энергетики  с

реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз  больше чем в традиционной (на органическом топливе). Более того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча в месторождениях с малой его  концентрацией. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики. [Титаева Н. А. Ядерная геохимия. М.: Изд-во МГУ, 1992., c.108]

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах  значительно  расширяет

топливную базу ядерной энергетики.  Однако  может  возникнуть  вопрос:  если

реакторы  на  быстрых  нейтронах  так  хороши,  и  существенно   превосходят

реакторы на тепловых нейтронах  по  эффективности  использования  урана,  то

почему последние  вообще строятся? Почему бы с  самого  начала  не  развивать

ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?  Прежде  всего, 

следует сказать, что на первом  этапе  развития  ядерной  энергетики,  когда

суммарная мощность АЭС была мала и ресурсов было достаточно,  вопрос  об  их

воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество  реакторов

на быстрых  нейтронах – большой коэффициент воспроизводства – еще не  являлся

решающим. В то же время вначале  реакторы  на  быстрых  нейтронах  оказались  не

готовыми к  внедрению. Дело в том,  что  при  своей  кажущейся  относительной

простоте (отсутствие замедлителя) они технически более  сложны, чем  реакторы

на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд  серьезных

проблем, что  потребовало продолжительного времени. Эти  проблемы  связаны  в

основном с  особенностями использования  ядерного  топлива,  которые,  как  и

способность  к   воспроизводству,   по-разному   проявляются   в   реакторах

различного типа. Однако в отличие от последней  эти  особенности  сказываются

более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное  топливо  не

может быть израсходовано  в  реакторе  полностью,  как  расходуется  обычное

химическое топливо. Последнее, как правило,  сжигается  в  топке  до  конца.

Возможность  протекания  химической  реакции  практически  не   зависит   от

количества вступающего  в  реакцию  вещества.  Цепной  ядерной  реакцией  не

происходит,  если  количество  топлива  в  реакторе   меньше   определенного

значения, называемого  критической массой.

Уран  (плутоний)  в  количестве,  составляющем  критическую  массу,  не

является топливом в собственном смысле этого  слова.  Он  на  время  как  бы

превращается  в некоторое  инертное  вещество  наподобие  железа  или  других

конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может  лишь  та

часть топлива, которая загружается в реактор  сверх критической массы.  Таким

образом, ядерное  топливо в  количестве,  равном  критической  массе,  служит

своеобразным  катализатором  процесса,  обеспечивает  возможность  протекания реакции, не участвуя в ней. [Титаева Н. А. Ядерная геохимия. М.: Изд-во МГУ, 1992., c.99]  

Естественно, что  топливо в количестве, составляющем критическую  массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В  тепловыделяющихся

элементах, загружаемых  в реактор, с самого начала  помещается  топливо,  как

для создания критической  массы, так и для  выгорания.  Значение  критической

массы неодинаково  для различных реакторов  и  в  общем  случае  относительно

велико. Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором  на

тепловых нейтронах  ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор мощностью

440 МВт) критическая  масса уран-235 составляет 700 кг. Это соответствует 2

млн тонн угля.[//potential.org.ru] Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного количества неприкосновенного запаса угля. Ни один килограмм из этого запаса не расходуется и не может быть израсходован, однако без

него электростанция работать не может. Наличие такого крупного  количества  "замороженного"  топлива,  хотя  и сказывается отрицательно на экономических показателях,  но  в  силу  реально сложившегося  соотношения  затрат  для  реакторов  на   тепловых   нейтронах оказывается не слишком обременительным. В случае  же  реакторов  на  быстрых нейтронах с этим приходится считаться более серьезно. 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 за счет 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 др.) 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

серьезные 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. [www.polar.mephi.ru/7; стр. 60-75]. 
 
 

Проблемы безопасности 

     Чернобыльская катастрофа и другие аварии ядерных реакторов в 1970-е  и

1980-е  годы,  помимо  прочего,  ясно  показали,  что  такие  аварии   часто

непредсказуемы. Например, в Чернобыле реактор 4-го энергоблока был серьезно

поврежден в результате  резкого  скачка  мощности,  возникшего  во   время

планового его  выключения.  Реактор  находился в бетонной  оболочке  и был

оборудован  системой  аварийного  расхолаживания  и   другими   современными

системами безопасности, и  трудно  было  предположить,  что  при  выключении

реактора может  произойти резкий  скачок  мощности  и  газообразный  водород,

образовавшийся в реакторе  после  такого  скачка,  смешавшись  с  воздухом,

взорвется так, что разрушит здание реактора.  В  результате аварии  погибло

более 30 человек, более  200000  человек  в  Киевской  и  соседних  областях

получили большие  дозы радиации, был заражен  источник  водоснабжения Киева.

На севере от места катастрофы – прямо на пути облака радиации  – находились

обширные Припятские болота, имеющие жизненно важное  значение  для  экологии

Беларуси, Украины  и западной части России.[//ruatom.ru/50let/index6.html]

    В   Соединенных  Штатах  предприятия,  занимающиеся   строительством   и

эксплуатацией ядерных  реакторов,  тоже  столкнулись  с  множеством  проблем

безопасности, что  замедляло строительство, 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 трудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта

в этой новой  отрасли  энергетики.  Другой  – развитие  технологии  ядерных реакторов, в ходе, которого возникали новые проблемы. Но остаются  и старые, такие, как коррозия  труб  парогенераторов  и  растрескивание  трубопроводов

кипящих реакторов. Не  решены  до  конца  и  другие  проблемы  безопасности,

например, повреждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя.[//ruatom.ru/50let/index4.html]

   Для ядерной энергетики в мире разработана шкала событий (INES). Она содержит два раздела.  
Происшествия:  
- незначительные происшествия;  
- происшествия средней тяжести;  
- серьезные происшествия.  
Аварии:

- авария в пределах АЭС;  
- авария с риском для окружающей среды;  
- тяжелая авария;  
- глобальная авария. [//potential.org.ru] 

Проблемы переработки и захоронения ядерных отходов

Одна из труднейших и пока не решенных проблем атомной  энергетики - радиоактивные отходы (РАО) – носители радионуклидов и, следовательно, вредного излучения. Они делятся по фазовому состоянию на жидкие (ЖРАО), твердые (ТРАО) и газообразные (ГРАО), а по интенсивности излучения на сильно-, средне и слаборадиоактивные. К настоящему времени разработаны технологии улавливания радиоактивных аэрозолей в ГРАО, очистки от радиоактивности ЖРАО, сбора и хранения ТРАО. Но реальное положение не столь благополучно. Так получилось,  

что ввод в действие новых АЭС не сопровождался строительством достаточных объемов станционных  и региональных хранилищ жидких и особенно твердых РАО. Поэтому АЭС, особенно введенные в эксплуатацию первыми, испытывают дефицит в хранилищах РАО и отработавшего топлива.