Сферы и направления использования ядерной энергии

Ядерная техника

Вклад ядерной техники и технологий в обеспечение безопасности государства принято разделять на сферы гражданского (мирного) и военного применения. Такое разделение в известном смысле условно, поскольку конверсия ядерных технологий имела место на всех этапах их развития.

Основные направления мирного использования ядерной энергии:

  • электроэнергетика;
  • теплоснабжение населенных пунктов (коммунальное) и промышленных объектов (промышленное), опреснение морской воды;
  • энергетические установки транспортного назначения, используемые в качестве энергоисточников на судах морского флота - ледоколах, лихтеровозах и др.;
  • освоение месторождений арктического континентального шельфа;
  • энергетические установки для энергоснабжения искусственных космических систем и объектов; ракетные двигатели;
  • исследовательские реакторные установки различного назначения;
  • получение изотопной продукции, необходимой для использования в медицине, технике, сельском хозяйстве;
  • промышленное применение подземных ядерных взрывов.
  • Основные направления военного использования ядерной энергии:
  • наработка оружейных ядерных материалов;
  • ядерное оружие;
  • энергетические установки, используемые для накачки энергией лазерного оружия;
  • энергетические установки для подводных лодок и надводных кораблей военно-морского флота и космических аппаратов.


Электроэнергетика. На большинстве действующих энергоблоков используются реакторы с водой под давлением (PWR, ВВЭР) или кипящие (BWR, РБМК), позволяющие достигнуть КПД электрогенерирования 31...33%. Быстрые и высокотемпературные (газоохлаждаемые) реакторы обеспечивают КПД электрогенерирования 41 ...43 %. Переход к газотурбинному преобразованию энергии при температуре за газоохлаждаемым реактором около 900 °С позволяет повысить КПД электрогенерирования до 48...49 %.

В 2002 г. общее мировое производство электроэнергии всех работающих атомных энергоблоков (441 блок суммарной установленной электрической мощностью 359 ГВт) равнялось 2574 ТВт-ч (примерно 16% производимой электроэнергии и 6 % мирового топливно-энергетического баланса).

Теплоснабжение с использованием атомных энергоисточников в настоящее время (при его ограниченных объемах) является достаточно подготовленным в техническом отношении, и его практическая реализация рассматривается как имеющая особое значение при замещении органического топлива ядер-ным. Применение ядерной энергетики в целях теплоснабжения населенных пунктов и промышленности началось практически одновременно с производством электричества ядерны-ми энергетическими реакторами.

Существуют три способа централизованного теплоснабжения от атомного источника:

  • атомная тепловая электростанция (АТЭЦ) для комбинированной выработки электроэнергии и теплоты в одном агрегате;
  • атомные котельные, служащие только для производства пара низкого давления и горячей воды (способ реализован в достаточно малых масштабах);
  • использование теплофикационных возможностей конденсационных АЭС для получения теплоты.


Отпуск теплоты для отопления
производят все АЭС России и стран СНГ, а также многие зарубежные (Болгария, Венгрия, Германия, Канада, США, Швейцария и др.). В соответствии с «Энергетической стратегией России на период до 2020 г.» производство тепловой энергии в России с использованием атомных источников увеличится с 6 млн Гкал в 1990 г. до 15 млн Гкал в 2020 г. Рост производства тепловой энергии предполагается за счет создания технических возможностей передачи тепловой энергии от АТЭЦ и действующих АЭС. При этом факторами, влияющими на экономическую эффективность теплоснабжения с использованием атомного энергоисточника, являются тип реакторной установки и капиталовложения в нее, концентрация тепловых нагрузок пользователей, протяженность магистральных тепловых сетей, а также сравнительные цены на ядерное и органическое топливо.

Использование тепловой энергии АЭС в промышленном масштабе в странах бывшего СССР было начато в конце 50-х гг. на Сибирской АЭС, где теплота использовалась для обогрева промышленных помещений и жилых домов. Высокая надежность и безопасность систем теплоснабжения была продемонстрирована на Билибинской АТЭЦ, работающей на Чукотке с 1974 г. Последний, четвертый, энергоблок был пущен в 1976 г. БиАТЭЦ - единственная в мире атомная станция, спроектированная для производства электроэнергии и теплоты для производственных и бытовых нужд Крайнего Севера в условиях вечной мерзлоты.

В России и за рубежом разработаны проекты реакторов средней и малой мощности, предназначенные только для теплофикационных целей - АСТ-500 (Россия), NHR-200 (Китай), SES-10 (Канада), Geyser (Швейцария и др.), а также для двухцелевого использования, т.е. для выработки теплоты и электричества -ВК-300, РУТА, АТЭЦ-200, АБВ, Саха-32 и КЛТ-40 (Россия), SMART (Республика Корея), CAREM-25 (Аргентина), MRX (Япония), ISIS (Италия).

Степень проработанности проектов варьируется от эскизного до рабочего. Для некоторых проектов построены и работают демонстрационные установки (SDR для SES-10, NHR-5 для NHR-200).

Теплота высокого температурного потенциала (до 1000 °С и выше), необходимая для химической промышленности, производства водорода, черной металлургии и других энергоемких технологий, может быть получена в охлаждаемых гелием реакторах. Реализация разработанных проектов таких реакторов и обеспечиваемых ими энерготехнологических комплексов технически реальна, но при современной стоимости органического топлива предпочтение отдается традиционным технологиям, использующим это топливо.

Опреснение. Одной из значительных и перспективных областей применения реакторов малой и средней мощности может стать опреснение морской воды и других сильно минерализованных и засоленных вод (шахтных и т.п.). Крупномасштабное производство пресной воды на основе применения ядерной энергии впервые было освоено в СССР. В 1973 г. в Казахстане был введен в эксплуатацию крупный промышленный водоопреснительный комплекс с быстрым реактором БН-350 с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем.

Многолетний опыт эксплуатации этого комплекса, многочисленные отечественные и зарубежные проектные проработки опреснительных установок с различными типами реакторов, детальное изучение проблемы в рамках исследовательских программ Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) позволяют считать ядерные реакторы экономически перспективными источниками энергоснабжения опреснительных установок, обеспечивающими возможность производства пресной воды на обширных территориях с децентрализованным энергоснабжением, что характерно для многих вододефицитных районов мира.

Транспортные энергетические установки.
Судовые и корабельные ядерные установки были спроектированы и построены в России, США, ФРГ, Японии, Великобритании, Франции, Китае. Первое в мире атомное гражданское судно - атомный ледокол "Ленин" -было построено в 1959 г., а далее введена в эксплуатацию серия атомных ледоколов ("Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Таймыр", "Вайгач", "Ямал") и контейнеровоз-лихтеровоз "Севморпуть". Опыт гражданского атомного судостроения в других странах (США - "Саванна", 1962 г.; ФРГ - "Отто Ганн", 1968 г.; Япония - "Муцу", 1974 г.) был несравненно меньшим.

Суммарная безаварийная работа ЯЭУ на российских ледоколах и лихтеровозе превысила 160 реакторо-лет; наработка оборудования на первых ЯЭУ составила более 100... 120 тыс.ч с сохранением работоспособности. За 35 лет эксплуатации атомных ледоколов и 9 лет эксплуатации "Севморпути" на них не было ядерно- или радиационно опасного инцидента, который привел бы к срыву рейса, облучению персонала или отрицательному воздействию на окружающую среду. Не отмечалось случаев профессионального заболевания, связанного с работой на реакторной установке.

Первые атомные подводные лодки были построены и переданы флоту в США в 1954 г., в России - в 1958 г. Впоследствии подводные лодки начали строить в Великобритании, Франции и Китае (соответственно 1963, 1971 и 1974 гг.). В России в период с 1957 г. по 1995 г. построена 261 атомная подводная лодка; основная часть АПЛ имеет по два ядерных реактора.

В условиях ограничения и сокращения вооружений на повестку дня поставлены задачи создания эффективной технологии утилизации снятых с эксплуатации атомных подводных лодок, а также - выбора и экономического обоснования новых областей применения эффективных технологий судовых ядерных энергетических установок. Среди последних лидируют:

плавучие атомные электростанции для снабжения электроэнергией и теплотой отдаленных регионов, не имеющих централизованного энергоснабжения.

К ним относятся

  • северное и восточное побережья России, территории вдоль сибирских рек, некоторые островные страны Тихого океана и др.;
  • плавучие атомные энергоблоки для опреснения морской воды;
  • подводные аппараты для изучения Мирового океана, обследования затонувших судов, освоения придонных территорий, промышленной добычи железо-марганцевых конкреций и других полезных ископаемых со дна морей и океанов.


Освоение месторождения арктического континентального шельфа. В 90-е гг. прошлого века в России началась разработка проектов освоения месторождений арктического континентального шельфа. Общие (извлекаемые) запасы углеводородов на акватории Северного Ледовитого океана оцениваются в 100 млрд т у.т. Исследования российских проектных организаций показали возможность применения ядерной энергии для решения широкого круга задач энергообеспечения морского нефтегазового технологического цикла на арктическом шельфе. Появились проекты ядерного энергообеспечения добычи углеводородов на платформах в Баренцевом море, транспорта газа по подводным газопроводам на большие расстояния, крупнотоннажных подводных челночных танкеров (проекты атомного подводного ледокольного танкера КБ «Малахит», г. Санкт-Петербург; атомного подводного танкера для перевозки жидкого топлива из России в Японию, КБ «Лазурит», г. Нижний Новгород).

В рамках проекта освоения гигантского Штокмановского газоконденсатного месторождения выполнена оценка и показана возможность создания атомной подводной станции для перекачки природного газа по протяженным подводным газопроводам на большой глубине. В проектах новых установок использованы технические решения из обширного российского опыта проектирования и эксплуатации ЯЭУ с реактором с водой под давлением для Военно-морского флота и атомных ледоколов.

Ядерные энергетические установки на космических аппаратах могут использоваться как бортовые источники энергии или/и двигатели и имеют безусловные преимущества для космических ракетных кораблей при дальних межпланетных полетах, когда химические источники и/или поток солнечного излучения не могут обеспечить необходимую энерговооруженность экспедиции.

В России одним из основных направлений в разработке космических ЯЭУ является использование реакторов со встроенными в активную зону термоэмиссионными преобразователями - эффективных источников энергии для доставки космических аппаратов на геостационарную и другие энергоемкие орбиты с помощью электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ).

Первые летные испытания космической ЯЭУ «Бук» мощностью 3 кВт(эл.) с термоэмиссионными преобразователями, разрабатываемой с 1956 г., прошли в октябре 1970 г. (ИСЗ «Космос-367»). До 1988 г., когда был запущен ИСЗ «Космос-1932», в космос было отправлено 32 ЯЭУ «Бук».

Проводившиеся с 1958 г. разработки термоэмиссионной ЯЭУ «Топаз» мощностью 5...7 кВт(эл.) с многоэлементными электрогенерирующими каналами (ЭГК) включали проведение (начиная с 1970 г.) ресурсных испытаний на мощности семи образцов ЯЭУ. Первый в мире космический запуск термоэмиссионной ЯЭУ состоялся 02.02.1987 г. в составе экспериментального космического аппарата «Плазма-А» (ИСЗ «Космос-1818», орбита высотой 810/970 км). ЯЭУ проработала в автономном режиме 142 сут, вырабатывая свыше 7 кВт электроэнергии. Второй пуск ЯЭУ «Топаз» был осуществлен 10.07.1987 г. (ИСЗ Космос-1867», орбита высотой 797/813 км). Эта установка проработала в космосе 342 сут, выработав более 50 тыс. кВт-ч электроэнергии.

Значительный объем исследований, проектных и конструкторских разработок, дореак-торных и реакторных испытаний выполнен для решения задачи создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД) прямого действия, в котором водород, нагретый в активной зоне до температуры 2500...2800 К, расширяется в сопловом аппарате, обеспечивая получение удельного импульса около 850...900 с. Наземные испытания реакторов-прототипов подтвердили техническую возможность создания ЯРД с тягой несколько десятков (сотен) тонн.

Одной из наиболее предпочтительных схем применения ядерных реакторов в составе космических аппаратов является их использование для двух целей: на этапе вывода космических аппаратов с низкой околоземной орбиты на орбиту функционирования, как правило геостационарную, для электроснабжения маршевой ЭРДУ и на последующем этапе целевого использования - для энергопитания бортовой и функциональной аппаратуры космических аппаратов на конечной орбите.

В качестве нетрадиционного подхода к созданию ЯЭУ, предназначенной для работы в двух режимах со значительно различающейся электрической мощностью 100. ..150 кВт и 20...30 кВт со сроком службы до 15- 20 лет, ракетно-космической корпорацией «Энергия» предлагается новый принцип построения ЯЭУ. Для этого варианта предусмотрено разделение функций преобразования тепловой энергии в электрическую в транспортном режиме и режиме целевого использования космического аппарата между двумя соответствующими типами преобразователей: встроенным в активную зону реактора термоэмиссионным преобразователем, который применяется для энергопитания ЭРДУ (транспортный режим) и имеет короткий ресурс до 1,5 года, и размещенным вне активной зоны (для длительного энергопитания аппаратуры космического аппарата). Необходимая для функционирования энергия (в последнем случае) доставляется теплоносителем, нагреваемым в активной зоне реактора.

Прототипом термоэлектрического генератора рассматриваемой двухрежимной ЯЭУ может служить термоэлектрический генератор, разрабатывавшийся в США для установки SP-100 (ядерная энергоустановка на основе быстрого реактора, охлаждаемого литием, в которой кремний-германиевый термоэлектрический преобразователь планировался в качестве основного генератора энергии).

Исследовательские реакторные установки. По данным МАГАТЭ, на август 2000 г. в 60 странах мира находится в эксплуатации 288 исследовательских реакторов, их суммарная тепловая мощность составляет 3205 МВт (рис. В.2.1). Число действующих исследовательских реакторов в основных странах мира: Россия - 63, США - 55, Франция - 14, Германия- 14, Япония-20, Канада-9, Китай - 9, Великобритания - 3.324 исследовательских реактора остановлены и выведены из эксплуатации по причинам выработки ресурса основного технологического оборудования или завершения программ запланированных исследований. Из них по 21 реактору имеются проекты и выполняются работы по снятию с эксплуатации.

Ядерная техника

Рис. В.2.1. Число исследовательских реакторов в мире и их суммарная тепловая мощность


Получение изотопной продукции. Радиоактивные и стабильные нуклиды используются в составе различных приборов и установок, а также в качестве меченых соединений для научных исследований, технической и медицинской диагностики, лечения и изучения технологических процессов (табл. В.2.1 и В.2.2).

Ядерная техникаЯдерная техникаЯдерная техника

Радионуклиды получают путем облучения специальных материалов-мишеней в ядерных реакторах, а также на сильноточных ускорителях заряженных частиц - циклотронах и электронных ускорителях (табл. В.2.3, В.2.4).

Некоторые радионуклиды выделяют из облученного ядерного топлива как продукты деления. Ряд короткоживущих радионуклидов, предназначенных в основном для медицинских целей, получают непосредственно в клиниках с помощью так называемых генераторов короткоживущих нуклидов, которые представляют собой генетически связанные системы из двух нуклидов: долгоживущего (материнского) и короткоживущего (дочернего), который можно выделять по мере его накопления.

Промышленное применение подземных ядерных взрывов (ПЯВ) исследовалось с конца 1950-х гг. в основном в СССР и США. Впоследствии эта деятельность была регламентирована такими международными соглашениями, как договор «Об ограничении подземных испытаний ядерного оружия» (1974 г.); договор «О подземных ядерных взрывах в мирных целях» (1976 г.), а также Протоколом к последнему договору (1990 г.). В соответствии с этими соглашениями мощность каждого промышленного ПЯВ не должна превышать 150 кт. Суммарная мощность всех проведенных «мирных» ПЯВ не превышает 3...4 Мт.

В 1957 г. в Национальной Ливерморской лаборатории им. Лоуренса (США) по инициативе Э. Теллера и Г. Сиборга была разработана экспериментальная программа "Ploughshare" («Плужный лемех»), в рамках которой в период до 1973 г., когда эта программа была прекращена по техническим и экологическим соображениям, было проведено 27 ПЯВ. Возможными направлениями практического применения ПЯВ рассматривались: разработка нефтеносных сланцев в шт. Колорадо, углубление Панамского канала, сооружение гаваней на Аляске и на северо-западе Австралии, строительство канала через перешеек Кра в Таиланде и т.п.

Из 27 ПЯВ вне полигона в шт. Невада было проведено 4 ПЯВ. Из них наиболее удачным был взрыв 1967 г. с целью интенсификации добычи газа на месторождении в шт. Нью-Мексико, способствовавший 7-кратному увеличению давления в скважине. Успешными были также 5 ПЯВ на полигоне в шт. Невада, проведенные с экскавационными (на выброс грунта) целями.

Значительно более масштабный характер носило использование промышленных ПЯВ в СССР. Начиная с 15 января 1965 г., когда на Грачевском нефтяном месторождении в Башкирии успешно был проведен эксперимент по интенсификации с помощью ПЯВ притока нефти и газа на промысловых скважинах, по 1987 г. было проведено 115 ПЯВ (из них 81 -на территории России).

Их использовали для глубинного сейсмозондирования земной коры и мантии (39); интенсификации добычи нефти (20) и газа (1); сооружения подземных емкостей для углеводородного сырья (36); глушения аварийных газовых фонтанов на промыслах (5); экскавации грунта на трассе канала в связи с реализацией проекта переброски части стока северных рек европейской части России на юг (1 тройной ПЯВ); создания плотин (2) и водохранилищ (9); дробления рудных залежей (3); захоронения биологически опасных промстоков (2); предупреждения газовых выбросов в угольной шахте (1).


ПОДЕЛИСЬ!