[В Л1] Атомні електростанції. Майбутнє ядерної енергетики в Республіці Білорусь.
Білоруський національний технічний університет
МІНСЬК - 2001 р
Вступ
Відомо, що найбільш освоєними і широко використовуваними джерелами енергії на Землі в даний час є:
корисні копалини органічного походження,
поновлювані джерела енергії також органічного походження (деревне паливо і т. п.), а також
джерела гідравлічної енергії (придатні для цієї мети річки та інші водойми),
в сукупності задовольняють сучасні потреби людства в енергії приблизно на 80%. Однак:
запаси корисних копалин досить обмежені і розподілені на Землі досить не рівномірно з геополітичної точки зору;
поновлювані джерела енергії (деревне паливо і т. п.) недостатньо калорійні і їх широке використання для задоволення існуючих сьогодні потреб загрожує очевидною екологічною катастрофою;
можливості використання енергії водойм також вельми обмежені і пов'язані з негативним впливом на екологію,
тому, найбільш авторитетних вчених вітчизняної та зарубіжної науки вважають, що перспективним напрямком для розвитку енергосистем в найближчому доступному для огляду майбутньому все ще залишатиметься ядерна енергетика, незважаючи на можливі небезпеки пов'язані з використанням радіоактивних матеріалів, як основного палива ядерних енергетичних установок. Перспективність ядерної енергетики, незважаючи на наслідки чорнобильської трагедії, стає з кожним роком все більш очевидною завдяки результатам досліджень, провідімих в провідних ядерних країнах. Результати цих досліджень переконливо свідчать, що створення досить надійних енергетичних установок на ядерному паливі сьогодні цілком реально. Так основним змістом розвитку ядерної енергетики в Росії і ряду інших зарубіжних країн в останні роки була подальша розробка якісно нових підходів у забезпеченні безпеки атомних станцій і створення на базі цих підходів ядерної установки для теплопостачання великих населених пунктів, таких як міста з чисельність населення від 500 тис . чоловік населення і вище. Створення двох таких станцій в середині 80-х років уже було близьке до завершення під Нижнім Новгородом і Воронежем, але хвиля антиядерних настроїв після чорнобильської аварії 1986 року зупинила їх будівництво. Використані в цих проектах властивості самозахищеності реакторів і пасивні системи і засоби безпеки складають на сьогоднішній день основу безпеки нових поколінь станцій нового століття в усьому світі. Детальне вивчення цього проекту експертами з 13 країн в 1988 році підтвердило високу безпеку установки, що представляють собою атомні станції промислового теплопостачання (АСТП). Загальна концепція АСТП була розроблена в 1975-78 р.р., і початковий термін пуску блоків був орієнтований на 1985 рік Вже в даний час в Росії існує можливість реалізації проекту АСТП при виведенні з експлуатації двох промислових реакторів під Томському [1]. Що стосується Білорусі, то після чорнобильської аварії всі дослідні та проектно-конструкторські роботи зі створення ядерних ректорів були припинені. Тими Проте інтерес до розвитку цього напрямку енергетики в республіці залишається, оскільки технічний прогрес нерозривно пов'язаний зі зростанням потреби в енергії у все більших масштабах.
1.1. Типи атомних електростанцій
На атомних електростанціях, так само як і на електростанціях, що працюють на органічному паливі (ТЕС), здійснюється процес перетворення енергії, що міститься в робочому середовищі (парі), в електричну. Різниця між процесами, що відбуваються на АЕС і ТЕС, полягає лише в тому, що в одному випадку використовується енергія, що виділяється при розпаді важких елементів (що застосовуються в якості палива), а іншому - при горінні органічного палива.
Атомні станції можуть бути конденсаційними електростанціями (Акесу) і теплоелектроцентралями (АТЕЦ). Вони складають основу переважної більшості нині діючих АЕС в країнах колишнього СРСР. Атомна енергія може використовуватися також і тільки для цілей теплопостачання: атомні станції промислового теплопостачання (АСТП). Такі станції вже є в ряді країн далекого зарубіжжя. Розробка АСТП в період існування СРСР стало вельми специфічним етапом у розвитку ядерної енергетики, оскільки був здійснений принципово новий підхід у забезпеченні безпеки АЕС.
Паливом для АЕС є ядерне паливо, що міститься в твелах, що представляють собою тепловиділяючі збірки (ТВЗ). Для сучасних потужних реакторів завантаження становить від 40 до 190 тонн. Особливість процесу в тому, що маса вивантажуються після відпрацювання певного терміну ТВС така ж, як і маса свежезагружаемих. Відбувається лише часткова заміна ядерного пального на продукти ділення. Вивантажене з реактора паливо має всі ще значну цінність. Тому для АЕС витрата ядерного пального не є характерною величиною, а ступінь використання внутрішньоядерної енергії характеризується глибиною вигоряння [2].
Принципово можливі численні типи ядерних реакторів. Однак практично доцільних конструкцій не так багато. У таблиці 1 показані доцільні (+) і недоцільні (-) поєднання сповільнювача і теплоносія.
Таблиця 1
сповільнювач
теплоносій
Н2О
газ
D2О
рідкий метал
Н2О
+
-
-
-
графіт
+
+
-
-
D2О
+
+
+
-
Відсутнє
-
+
-
+
Всі реактори можна класифікувати [3] по
призначенням:
енергетичні (основна вимога до економічності термодинамічної циклу);
дослідні (пучки нейтронів з певною енергією);
транспортні (компактність, маневреність);
промислові (для напрацювання плутонію, низькотемпературні, працюють у форсованому режимі);
багатоцільові (наприклад, для вироблення електроенергії і опріснення морської води);
увазі сповільнювача
легководні (найбільш компактні);
графітові (в розрахунку на одиницю потужності мають найбільші розміри);
важководні (кілька менших розмірів у порівнянні з графітовими);
виду теплоносія
легководні (найбільш поширені);
газоохолоджувальні (також широко поширені);
тежеловоджние (рідко застосовуються і тільки там, де сповільнювач теж важка вода);
жідкометалліческім (в реакторах на швидких нейтронах);
енергетичного спектру нейтронів
на теплових нейтронах (найбільш освоєні, вимагають найменшою питомою завантаження ядерного палива по матеріалу, що поділяється ізотопу);
на швидких нейтронах (так звані «швидкі реактори» призначені також і для відтворення ядерного палива);
на проміжних нейтронах (тільки в спеціальних дослідницьких установках);
структурі активної зони
гетерогенні (всі працюючі в даний час реактори);
гомогенні (поки знаходяться в стадії дослідження і окремих дослідних зразків).
Особливість сучасної ядерної енергетики - використання реакторів на теплових нейтронах, тобто застосування урану, збагаченого по 235U. В природному урані його всього 0,7%. В ядерних реакторах на теплових нейтронах збагачення по 235U становить 2,0-4,4%, при цьому відповідні підприємства видають поряд зі збагаченим ураном також і відвальний уран, що містить 235U в істотно меншій кількості, ніж природний. Відвальний, так само як і природний уран, може бути використаний в реакторах на швидких нейтронах. Глибоке (більш повне) використання уранового палива, включаючи відвальний може бути досягнуто в реакторах на швидких нейтронах.
Корінне відмінність теплової економічності ТЕС і АЕС полягає в тому, що для ТЕС вона залежить від реалізації в циклі теплоти всього спаленого органічного палива, безперервно надходить в топку парового котла, а для ТЕС - від реалізації в циклі теплоти, що виділилася в процесі ділення незначної частини ядерного пального, що завантажується в активну зону.
1.2 Теплові схеми АЕС
У будь-якій АЕС розрізняють теплоносій і робоче тіло. Робоче тіло - це середовище, що здійснює роботу, перетворюючи теплову енергію в механічну. Робочим тілом зазвичай є водяна пара. Контур робочого тіла завжди замкнутий і додаткова вода в нього надходить лише в невеликих кількостях.
Призначення теплоносія на АЕС - відводити тепло, що виділяється на реакторі. Для запобігання відкладень на тепловиділяючих елементах необхідна висока чистота теплоносія. Тому для нього також необхідний замкнутий контур, тим більше, що теплоносій реактора завжди радіоактивний.
АЕС називається одноконтурной, якщо контури теплоносія і робочого тіла не розділені. Переваги цієї схеми: простота і велика економічність в порівнянні з 2-х і 3-х контурними. Недолік - все обладнання працює в радіаційно-активних умовах.
АЕС називається двоконтурної, якщо контури теплоносія і робоче тіло розділені. Контур теплоносія - перший контур, контур робочого тіла - другий. Переваги: обладнання не працює в радіаційно-активних умовах. Недолік: більш низька економічність і більш висока складність у порівнянні з одноконтурной.
АЕС називається трехконтурной, якщо крім роздільних контурів теплоносія і робочого тіла присутній також і проміжний контур. Проміжний контур покликаний запобігти небезпеці викиду радіоактивних речовин у разі, якщо тиск в першому контурі вище, ніж у другому і можливо перетікання теплоносія, що викликає радіоактивність другого контуру у разі, якщо теплоносії (наприклад, металевий натрій) інтенсивно взаємодіє з парою і водою.
При двоконтурної схемою вода є теплоносієм і сповільнювачем нейтронів. Реактори, створені для роботи в таких умовах прийнято називати водно-водяними енергетичними реакторами (ВВЕР).
Реактори канального типу, в яких теплоносієм є вода, а сповільнювачем графіт, застосовуються на великих блоках з турбінами насиченої пари. Ці реактори прийнято називати реакторами великої потужності канального типу (РБМК).
Основні техніко-економічні характеристики блоків АЕС з реакторами типу ВВЕР і РБМК.
Таблиця 2.
показник
ВВЕР - 440
ВВЕР - 1000
РБМК - 1000
Потужність блоку, МВт
440
1000
1000
Потужність турбогенератора, МВт
220
500
500
Число турбін в блоці, шт
2
2
2
Тиск пара перед турбіною, Мпа
4,32
5,88
6,46
ККД (нетто),%
29,7
31,7
31,3
Основні технічні характеристики АЕС з реакторами типів ВВЕР і РБМК в табл. 2 [4]. Вартість 1 кВт встановленої потужності на АЕС з блоками 440 і 1000 Мвт в 1,5 - 1,6 рази вище, ніж на електростанціях, що працюють на органічному паливі, рівної потужності, побудованих в ті ж роки [5]. Можна вважати, що в найближчі роки співвідношення в цінах 1 кВт встановленої потужності ТЕС і АЕС буде мати тенденцію до збільшення, так як для забезпечення більшої надійності електростанції і зменшення впливу на навколишнє середовище будівництво АЕС зажадає великих додаткових капіталовкладень, ніж будівництво ТЕС. Однак собівартість електроенергії на таких АЕС нижче, ніж на ТКЕС (теплових конденсаційних електростанціях), призначених тільки для виробництва електроенергії, крім того спірною можна вважати саму методику визначення капітальних вкладень в АЕС, про що докладніше йтиметься нижче в розділі 2.2.
1.3 Перспективи розвитку ядерної та термоядерної енергетики
Як було показано вище, тип реактора є визначальним для будь-якої ядерної енергетичної установки. Виходячи з перспектив глобального перетворення світової енергетики, найбільш перспективними можна вважати [6], мабуть, п'ять основних відомих в даний час науці типів реакторів:
Високотемпературний енергетичний ядерний реактор на газоподібному паливі (ГФЯР), який є реактором на теплових нейтронах, в якому речовина, що ділиться (235U, 233U) в складі газоподібного гексафториду урану або в вигляді випаруваного металевого урану розташоване в центральній зоні порожнини (циліндричної або сферичної), утвореної твердим сповільнювачем-відбивачем нейтронів (Be, BeO, C або їх комбінацією). Перспективність ГФЯР пов'язана з наступним:
можливість отримання великої потужності;
коефіцієнт відтворення, що перевищує одиницю;
висока температура нагріву робочого середовища (понад 10000 К);
мала критична маса (десятки кілограм речовини, що ділиться);
можливість циркуляції речовини, що ділиться і його очищення в системі циркуляції.
З цього випливає:
висока ефективність використання пального;
мінімальні витрати на паливний цикл;
підвищена безпека;
висока економічність;
широкий діапазон використання.
Вихрові ядерні реактори на теплових і швидких нейтронах.
Вихровий реактор складається з вихровий камери, всередині якої, завдяки вихревому руху введеного тангенціально теплоносія утворюється стійкий відцентровий киплячий шар дрібнодисперсного твердого та рідкого ядерного палива. Завдяки цілому ряду позитивних властивостей цього шару енергетичний вихровий ядерний реактор має деякі переваги в порівнянні з реакторами з фіксованими активними зонами. За допомогою цього типу реакторів з високим коефіцієнтом відтворення на швидких нейтронах можна докорінно змінити структуру паливного балансу і створити можливість практично необмеженого розвитку ядерної енергетики, оскільки долається криза ресурсів природного урану в майбутньому.
3. електроядерних бридинг.
Суть полягає в використанні потужного пучка заряджених частинок (протонів) високої енергії, що отримується за допомогою прискорювача, для бомбардування мішеней (з берилію, торію, урану). В результаті виникають потужні джерела нейтронів, які можна використовувати для переробки уранової і торієвого сировини в діляться матеріали, тобто для виробництва ядерного палива.
4. Пароводяний реактор-розмножувач на швидких нейтронах (БПВР).
Реактор аналогічний ВВЕР.
5. Енергетичний термоядерний реактор (ТОКОМАК).
Існує поки у вигляді дослідницької установки, на якій відпрацьовуються лише основні принципи термоядерного синтезу. Практична реалізація керованої термоядерної реакції пов'язана в даний час з рядом фізичних і технічних труднощів.
Основні труднощі фізичного характеру пов'язана з нестійкістю плазми, поміщеної в магнітну пастку.
Труднощі технічного характеру: наявність домішок з великими порядковими номерами призводять до зростання енергетичних втрат з плазми.
Вирішення цих проблем вимагає проходження наступних етапів:
наукова демонстрація можливості здійснення термоядерного синтезу, при якому відношення вихідної енергії реакції синтезу до енергії, витраченої на створення, нагрівання і утримання плазми, принаймні, дорівнює одиниці;
демонстрація технічної здійсненності термоядерного реактора;
створення демонстраційної термоядерної електростанції.
II. Майбутнє ядерної енергетики в Республіці Білорусь.
2.1. Доцільність розвитку ядерної енергетики.
Рішення про створення АЕС залежить від багатьох факторів, серед яких вартість виробництва електроенергії від АЕС в порівнянні з іншими методами, потужність енергосистеми, технологічні та економічні можливості для здійснення ядерної програми, ступінь залежності від дефіцитних або імпортованих видів палива. Але основним фактором, що визначає для Білорусі майбутнє ядерної енергетики після чорнобильської аварії, є широке громадську думку. Після аварій на АЕС «Три-Майл-Айленд» і Чорнобильській АЕС в Білорусі з'явилося насторожене і скептичне ставлення громадськості до перспективності ядерної енергетики. Стало очевидним, що безпека виходить за межі безпечного розвитку ядерної енергетики.
Проте, виходячи з об'єктивних чинників, можна стверджувати, що в умовах гострого дефіциту органічних енергоносіїв в Білорусі, ядерна енергетика може розглядатися в якості реальної альтернативи. Незважаючи на привабливість, широко пропагованої ідеї використання екологічно чистих енергоносіїв (сонце, вітер, геотермальні води і т. П.), В майбутньому вони не можуть серйозно вплинути на структуру енергобалансу республіки. До того ж ці джерела енергії зовсім не безпечні для людини. Згідно з оцінками [5], ймовірність загибелі людей при виробництві електрики від АЕС в 25 разів нижче, ніж на вітрових, і в 10 разів нижче, ніж на гелеоустановках.
Істотно такоже Вплив економічних можливий Беларуси та необхідності імпортування нею Ядерне паливо. Хоча в республіці є досвід створення та успішної експлуатації для дослідницьких цілей чинного ядерного реактора (Інститут проблем енергетики НАНБ, п. Сосни), однак після подій послідували після чорнобильської аварії всі роботи в цьому напрямку були припинені, а реактор був демонтований. Таким чином, реальна перспектива розвитку ядерної енергетики в Білорусі, по крайней мере, в технологічному і економічному аспекті, може розглядатися тільки в нерозривному зв'язку з майбутнім економічним етапом об'єднання Білорусі і Росії. З огляду на це важливо враховувати тенденції, що намітилися в ядерній енергетиці Росії та інших ядерних країн. Так у виступі президента Росії на саміті тисячоліття були запропоновані ініціативи щодо вдосконалення ядерної енергетики [7,8] з проведенням робіт в рамках міжнародної програми [9,10]. Зокрема пропонується «... виключення з використання в мирній ядерній енергетиці збагаченого урану і плутонію» в «... інтересах кардинального підвищення ефективності нерозповсюдження ядерної зброї» [7,8]. За оцінками фахівців [10] в цьому контексті мається на увазі не взагалі збагачений уран або плутоній, а високозбагачений уран з вмістом 235U 20-90% і матеріал, наприклад, природний або збагачений уран з високим (вище 20%) вмістом плутонію, тобто матеріали, придатні для використання в якості ядерних боєприпасів. У виступі також прозвучала теза про «остаточне вирішення проблеми радіоактивних відходів» [7]. Це означає, що в перспективній великомасштабної ядерної енергетики (такий, як, наприклад, в рамках майбутнього економічного об'єднання ряду країн СНД, включаючи союз Росії і Білорусії) необхідно модифікувати видобуток урану, ввести трансмутаціонний замкнутий паливний цикл і поліпшити упаковку найбільш небезпечних нуклідів з числа відходів перед їх остаточним захороненням.
Концепція вводить в ядерну енергетику:
більш високий рівень безпеки (виняток аварій, що вимагають евакуації населення);
нову технологію поводження з ядерними та радіоактивними матеріалами для вирішення проблем екології (досягнення радіаційної еквівалентності відходів і сировинних матеріалів);
технічне рішення нерозповсюдження матеріалів, що діляться (виняток - виділення в чистому вигляді плутонію, 233, 235U);
прийнятний рівень екологічності (вартість реакторів нового покоління не повинні перевищувати вартість сучасних швидких ядерних реакторів).
Таким чином, в цілому реалізація запропонованих завдань, включаючи розробку природно-безпечного реактора на швидких нейтронах, дозволить вирішити проблему тривалого і безпечного енергозабезпечення за рахунок ядерної енергетики.
Для її успішного розвитку традиційно необхідне рішення двох основних проблем:
Перша - проблема забезпечення безпечного шляху розвитку. Аспекти вирішення цієї проблеми тісно пов'язані з вищерозгляденому концепцією, запропонованою президентом Росії.
Друга проблема - це економічна ефективність галузі. Розгляд цьому проблеми розглянемо більш докладно.
2.2. Вимоги до економічними параметрами АЕС.
З економічної точки зору ядерна енергетика специфічна. Їй властиві, по крайней мере, дві кардинальні особливості. Перша особливість пов'язана з великою роллю капіталовкладень, які вносять основний вклад у вартість електроенергії. З чого випливає необхідність особливо ретельно і обґрунтовано враховувати роль капіталовкладень. Друга визначається специфікою використання ядерного палива, яка істотно відрізняється від тієї, що властива звичайному хімічному паливу. На жаль, до сих пір не склалося єдиної думки про те, як слід враховувати ці особливості в економічних розрахунках [12]. На прикладі російської ядерної енергетики можна проаналізувати вищеназвані особливості з точки зору сучасних особливостей виробництва електроенергії.
Незважаючи на те, що економічні проблеми ядерної енергетики були докладно викладені ще в монографії [12], проте, що існував до середини 80-х років оптимізм в прогнозах її розвитку визначався в основному уявленнями про помірну капіталомісткості АЕС, найчастіше продиктованими міркуваннями політичного плану.
Відомо, що питомі капіталовкладення в АЕС значно вище, ніж в звичайні електростанції [13], особливо це стосується АЕС з швидкими реакторами. Це пов'язано в першу чергу зі складністю технологічної схеми АЕС:
Використовуються 2-х і навіть 3-х контурні системи відводу тепла з реактора.
Створюється спеціальна система гарантованого аварійного розхолоджування.
Пред'являються високі вимоги до конструкторським матеріалами (ядерна чистота).
Виготовлення обладнання та його монтаж ведуться в особливо суворих, ретельно контрольованих умовах (реакторна технологія).
До того ж термічний к.к.д. на використовуваних в даний час в Росії АЕС з тепловими реакторами помітно нижче, ніж на звичайних теплових станціях.
Іншим важливим питанням є те, що в твелах всередині реактора постійно міститься значна кількість ядерного палива, необхідного для створення критичної маси. У деяких публікаціях (наприклад, [13]), пропонується включати в капіталовкладення вартість першого завантаження ядерного палива. Якщо слідувати цій логіці, то в капвкладення слід включати не тільки паливо, що знаходиться в самому реакторі, але і зайняте в зовнішньому паливному циклі. Для реакторів, що використовують замкнутий цикл з регенерацією палива, таких як швидкі реактори, загальна кількість «замороженого» таким чином палива може в 2-3 рази, а то і більше перевищувати критичну масу. Все це значно збільшить і без того значну складову капвкладень і відповідно погіршить розрахункові економічні показники АЕС.
Такий підхід не можна вважати правильним. Адже в будь-якому виробництві одні елементи обладнання знаходяться в постійній експлуатації, а інші матеріальні засоби служби регулярно замінюються новими. Однак, якщо цей термін не дуже великий, їх вартість не зараховують до капвкладенням. Ці витрати враховуються в якості звичайних, поточних. У випадку з твелами на користь цього свідчить період їх використання, який не перевищує декількох місяців.
Важливим є також питання про ціну ядерного палива. Якщо мова йде тільки про уран, то його вартість визначається витратами на видобуток, вилучення з руди, ізотопне збагачення (якщо таке необхідно).
Якщо паливом є плутоній, який використовується для швидких реакторів, то в загальному випадку слід розрізняти два режими: замкнутий, коли плутонію достатньо для забезпечення потреб що розвивається енергетики, і за відгуками друзів, коли його не вистачає і поряд з ним використовується 235U. Для випадку конверсійного циклу ціна плутонію повинна визначатися із зіставлення з відомою ціною 235U. У будь-якому швидкому реакторі можна використовувати як плутонієве, так і уранове паливо. Тому при економічному зіставленні впливу ефекту виду палива на капітальну складову вартості електроенергії можна виключити. Досить прирівняти між собою лише безпосередні витрати на паливо (паливні елементи) в тому і в іншому випадку. За оцінками фахівців [13] ціна плутонію перевершує ціну 235U приблизно на 30%. Для плутонію ця обставина важливо, оскільки напрацьовуваний плутоній як побічний продукт приносить великий дохід.
У замкнутому режимі, коли плутонію утворюється досить для завантаження в існуючі і знову вводяться реактори, необхідність у використанні 235U відпадає. Встановлювати яку-небудь ціну на плутоній не має сенсу [13]. Він являє собою напівфабрикат, який замикається всередині даної галузі, що виробляє єдиний кінцевий продукт - електроенергію. У разі, якщо його напрацьовується (утворюється) більше, ніж потрібно для забезпечення потреб що розвивається енергетики, його можна повністю або частково використовувати для інших областей його потенційного застосування. У цьому випадку ціна плутонію буде визначатися витратами на його вилучення з твелів.
Таким чином:
1. Розмір відрахувань від капвкладень в АЕС повинен бути істотно нижче застосовуваного в даний час в Росії директивного значення.
2. Вартість першого завантаження палива в реактор і весь паливний цикл в цілому не повинна входити в капвкладення.
3. Вартість зайвого плутонію в сталому замкнутому циклі реакторів на швидких нейтронах визначається тільки витратами на його вилучення з відпрацьованих твелів. Цінність плутонію в конверсійному циклі знаходиться з зіставлення з вартістю 235U, використовуваного в тих же реакторах.
4. У режимі часткового перевантаження активної зони при обчисленні витрат на паливо замість істинного терміну служби твелів слід використовувати більш короткий час. В результаті зменшиться ефективне зростання вартості за рахунок її затримки у виробництві.
Облік результатів, викладених в [14] повинен привести до помітного зниження
розрахункової вартості вироблюваної на АЕС енергії в порівнянні з тим, що дає застосовувана в даний час в Росії методика. Як наслідок, для умов Білорусі конкурентоспроможність ядерної енергетики може покращитися в порівнянні зі звичайною за умови, що вартість продукції буде цілком залежати і однозначно відповідати витратам на її вироблення.
2.3 Можливі варіанти АЕС для умов Республіки Білорусь
Гідною інтересу для умов Республіки Білорусь, з урахуванням реалій, що склалися після чорнобильської аварії, можна вважати застосування АТЕЦ і їх більш розвинених варіантів - АСТП.
Ще в кінці 70-х років Білоруським відділенням ВНИПИ Енергопрому були проведені дослідження [15], що дозволили визначити основні передумови до застосування АТЕЦ в республіці:
значне зростання і висока концентрація теплових навантажень, викликаних концентрацією промислових підприємств та розвитком житлового будівництва;
дефіцит і висока вартість рідкого і газоподібного палива, що становить основу паливно-енергетичного балансу Білорусі;
технічна можливість розміщення АТЕЦ і створення на їх базі потужних теплопостачальних систем;
необхідність поліпшення екологічних умов міст за рахунок скорочення шкідливого впливу енергоустановок на навколишнє середовище.
Можливі шляхи розміщення АТЕЦ в Білорусі (станом на 1979 г.)
Таблиця 3
місто
Річна навантаження на АТЕЦ,
тис. Гкал
Частка навантаження АТЕЦ в загальному навантаженні міста по гарячій воді,%
Мінськ
4600
27,0
Гомель
4480
94,0
Вітебськ
3360
91,0
Могильов
2800
58,3
Брест
1790
93,0
Інші міста (Борисов, Бобруйськ, Барановичі) в сумі
5200
89,0
РАЗОМ:
22250
Результати досліджень тих років показали, що при передбачався спорудженні АТЕЦ в містах Мінську, Гомелі й Могильові, а також атомної конденсаційної електростанції замість відповідної електростанції на привізних вугіллі або місцевих сланцях в Білорусі частка ядерного пального в паливно-енергетичному балансі республіки могла б скласти 27%. Сумарний економічний ефект при заміщенні вугілля ядерним пальним склав би 175 млн. Рублів СРСР в рік в цінах 1979 г. [15] (що на сьогоднішній день в доларах США становить близько 170 млн. $), Або 6,2% від наведених витрат в паливно-енергетичний комплекс.
З урахуванням різних умов експлуатації в залежності від сезону була визначена гранична вартість ядерного палива при якій доцільно застосування АТЕЦ на тонну умовного палива: 33 руб. СРСР / т у.п. , Що на сьогоднішній день було б дорівнює приблизно 32 $ т / у.п. Був також зроблений важливий висновок про доцільність спорудження АТЕЦ з теплофікаційних-конденсаційними турбінами в Мінську, Гомелі, Могильові.
В даний час при збереженні цієї концепції більш привабливим є спорудження поблизу вищеперелічених міст АСТП. На користь цього можна додати, що на станціях АСТП відсутнє вироблення електроенергії і тому тиск в реакторі може бути вибрано досить низьким, що істотно здешевить обладнання та підвищить надійність і безпеку роботи. Це дозволить зняти питання про необхідність значного видалення станції від великих міст. Активна зона реакторів АСТП розрахована на тривалість компанії 6-7 років з частковими перевантаженнями палива 1 раз в 2 роки. Низькі параметри теплоносія, мала напруженість активної зони і наявність великої кількості підігрітої води в корпусі роблять роботу реактора в перехідних процесах більш спокійною, а спеціальна ( «інтегральна») компоновка максимально скорочує трубопроводи великих діаметрів.
Висновок
Незважаючи на трагічні події, пов'язані з чорнобильською аварією 1986 р і отримало в зв'язку з цим широкий розмах рух проти розвитку ядерної енергетики і будівництва АЕС, результати досліджень останніх років в різних областях інженерних дисциплін і фізики високих енергій, а також укладення авторитетних міжнародних комісій , переконливо свідчать на користь подальшого розвитку ядерної енергетики в найширших масштабах. Вже сьогодні існують і схвалені експертами з провідних ядерних країн проекти зі створення ядерних енергетичних установок на якісно новому рівні безпеки для різних географічних зон з відмінними кліматичними умовами.
В умовах гострого дефіциту органічних енергоносіїв в Білорусі ядерна енергетика може розглядатися в якості реальної альтернативи. У нових політичних і економічних умовах, що склалися в результаті перетворень останніх 10 років в країнах СНД, Білорусь може і повинна активно включитися в розвиток вітчизняної ядерної енергетики, яка цілком може стати конкурентоспроможною по відношенню до традиційної енергетики, що використовує органічне паливо. Розроблені російськими фахівцями проекти створення АСТП, а також дослідження, проведені ще в 1978-79 р.р. Білоруським відділенням ВНИПИ Енергопрому, показали реальну технічну можливість та економічну доцільність створення подібних станцій поблизу великих міст Білорусі з метою забезпечення тепловою енергією промислових і житлових об'єктів.
список літератури
Макаров А. А., Волкова Е. А., Браїлів В. П. Довгостроковий прогноз розвитку ПЕК Росії і місце ядерної енергетики в ньому. Доповідь на X конференції ядерного товариства Росії "Від першої в світі АЕС до атомної енергетики ХХI століття». Обнінськ, червень 1999 р
Маргулова Т. Х., Порушка Л. А. Атомні електричні станції. - Підручник для технікумів. - М .: Енергоіздат, 1982. - 264 с., Іл.
Дементьєв Б. А. Ядерні енергетичні реактори: Підручник для вузів - М .: Вища школа, 1984. - 280 с., Іл.
Атомні електричні станції / Под ред. Л. М. Вороніна. М .: Енергія, 1977.
Стерман Л. С. та ін. Теплові та атомні електричні станції: Підручник для вузів / Л. С. Стерман, В. М. Ладигін, С. Г. Тішин. - М .: Вища школа, 1995 - 416 с., Іл.
Кащеєв В. П. Ядерні енергетичні установки: Навчальний посібник для ВНЗ. - Мн .: Виш. шк., 1989. - 223 с .: іл.
Public Understanding of Radiation Protection Concepts. Paris, OECD / NEA, 1988. - 122 p.
Виступ Президента РФ В. В. Путіна на саміті тисячоліття. Нью-Йорк, ООН, вересень 2000.
Прес-реліз "Ініціатива Президента РФ з енергетичного забезпечення сталого розвитку людства, кардинального розв'язання проблем нерозповсюдження ядерної зброї та екологічного оздоровлення планети Земля». Нью-Йорк, ООН, вересень, 2000..
Terms of Reference for the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles. Vienna: IAEA, Oct. 2000
Baradei M. El. Statement to the Forty-Fourth Regular Session of the IAEA General Conference,. Vienna: IAEA, 18 Sept. 2000.
Работнов Н. С., Ганев І. Х., Лопаткін А. В. Ядерна ініціатива президента Росії (спроба аналізу і деталізації). - Атомна енергія, 2001., т.90, вип. 4, с.320-323.
Батов В. В., Корякін Ю. І. Економіка ядерної енергетики. М .: Атомиздат, 1969.
Казачковскій О. Д. Основи раціональної теорії вартості. М .: Енергоіздат, 2000..
Ефективність використання атомної енергії для теплопостачання в Білоруської РСР. БелНІІНТІ, Мінськ, 1979.
[В Л1] Передав в банк рефератів «Море рефератів» 10.02.05 за ціною 550 руб. РФ ID: 008718