Воздействие радиации на ткани живого организма Пути воздействия радиоактивных отходов АЭС на человека Альтернативные технологии Альтернативой ядерной энергетики Kashiwazaki Kariva (Япония) Термоядерная энергия

Экологические проблемы энергетики

Реакторы на быстрых нейтронах лишены этих недостатков. Быстрые реакторы способны использовать до 60% энергетического потенциала природного урана, а, кроме того, они характеризуются минимальным радиационным воздействием на окружающую среду. Наиболее опасные долгоживущие радиоизотопы уничтожаются в топливном цикле быстрых реакторов. Поэтому, если речь идет о широкомасштабной экологически чистой ядерно-водородной энергетике, на столетия обеспеченной топливными ресурсами, то в этом случае в качестве ядерного энергоисточника должен выступать реактор на быстрых нейтронах.

В отличие от высокотемпературных тепловых реакторов, находящихся на стадии технической реализации, создание высокотемпературного быстрого реактора (БР) – это сегодня актуальная научная задача. Не случайно работы по этому направлению включены в программу международных исследований по реакторам четвертого поколения (GENERATION-IV). Активнее всего работы в этом направлении сегодня ведутся во Франции. Современный этап в развитии высокотемпературных БР - это концептуальные исследования, поиск принципиальных решений и подходов к конструкции активной зоны, системам безопасности, создание материалов с необходимой термической и радиационной стойкостью. На основе этих работ должны быть сформулированы технические условия для проектирования активной зоны, ее составляющих и других элементов реакторной установки, намечена программа экспериментального обоснования нейтронно- и теплофизических характеристик, материаловедческих испытаний и т.п.

Итак, второй этап формирования НТП - это создание высокотемпературных реакторов с гелиевым охлаждением сначала на тепловых, а затем и на быстрых нейтронах, с последующим переходом к атомно-водородной энергетике.

Твэл – ключевое звено реакторной концепции. Основа любой реакторной концепции − тепловыделяющй элемент (твэл), содержащий ядерное топливо, оболочка которого является главным барьером безопасности. До тех пор, пока оболочка твэла сохраняет герметичность, реактор находится в безопасном состоянии.

В большинстве действующих сегодня реакторов оболочки твэлов и другие элементы конструкции активной зоны изготавливаются из сплавов циркония или стали. Для высокотемпературного реактора ни сплавы циркония, ни стали не пригодны. При температурах выше 600-700°С они теряют свою работоспособность. Многочисленные исследования показывают, что создание металлической оболочки для твэлов высокотемпературных реакторов с температурой теплоносителя ~1000°С сталкивается с большими трудностями. Тугоплавкие металлы, такие как тантал или вольфрам, слишком дороги и непригодны для изготовления оболочек твэлов из-за большого поглощения нейтронов. Перспективным решением этой проблемы представляется использование в качестве основного конструкционного материала активной зоны, в том числе и для изготовления оболочек твэлов, жаропрочной керамики.

В качестве материала этой керамики можно рассматривать, например, карбиды кремния или циркония, нитрид бора, обладающие высокой (2500-3000ºС) температурой плавления и высокой радиационной стойкостью. Весьма заманчиво было бы использовать жаропрочные оксиды, потому что в этом случае для аварийного расхолаживания (а это одна из самых больших проблем высокотемпературного БР) можно было бы использовать воздух, а не гелий или азот.

К оболочкам твэлов и тепловыделяющим сборкам высокотемпературного БР предъявляются весьма жесткие требования. Они должны сохранять работоспособность в условиях высоких температур (до 1500-2000ºС), высокого внешнего и внутреннего давления (~10-15 МПа), сильного радиационного воздействия (флюенс быстрых нейтронов до ~3∙1022 н/см2), в режимах термоциклирования, вибрационного и эрозионного воздействия. Оболочки твэлов должны обладать низкой газовой проницаемостью, химической стойкостью по отношению к осколкам деления, совместимостью с топливной композицией (оксиды, карбиды или нитриды изотопов урана и плутония) и гелием.

Проблема состоит в том, что, при всех перечисленных выше условиях, доля керамических материалов в активной зоне БР и, соответственно, их вклад в замедление нейтронов, в отличие от тепловых реакторов, должны быть малыми и не приводить к значительному смягчению нейтронного спектра. Поэтому оболочка твэла БР должна быть достаточно тонкой (~1-1,5 мм). Расчеты показывают, что для достижения коэффициента воспроизводства активной зоны КВА ≈ 1, объемная доля оксидного топлива в активной зоне с керамическим твэлами и ТВС должна составлять ~50%. Для карбидного топлива эта величина может быть снижена примерно до 30%.

Наиболее существенными недостатками керамики, как материала оболочки твэла, являются ее хрупкость, снижение прочности при термоциклировании, низкая теплопроводность. Важно учитывать также изменение свойств керамики под облучением быстрыми нейтронами.

Типичные размеры тепловыделящих элементов энергетических реакторов: 0,7-1,5 см в диаметре, 200-400 см по длине. Изготовить, проконтролировать качество и обеспечить работоспособность керамической оболочки такой длины, заполненной тяжелым топливным материалом, представляется крайне сложным, если не сказать невозможным. Внешние механические воздействия при перегрузке топлива, термические напряжения (перепад температур по высоте активной зоны составляет сотни градусов) легко разрушат такой твэл.

Твэл с керамической оболочкой должен быть коротким! Именно, исходя из этого положения, в ГНЦ РФ-ФЭИ была предложена новая конструкция тепловыделяющей сборки (патент на изобретение №2179752). В отличие от традиционных ТВС, в которых тепловыделяющие элементы располагаются вдоль направления течения теплоносителя, в предложенной сборке твэлы расположены поперек потока теплоносителя. Это позволяет уменьшить длину твэлов до 20-30 см. Изготовление качественных керамических оболочек такого размера представляется уже гораздо более реальной задачей.

При поперечном расположении каждый твэл по всей своей длине находится в одинаковых температурных и радиационных условиях, что исключает появления термических напряжений и напряжений, связанных с неравномерностью накопления радиационных дефектов. Отметим также, что высокая температура теплоносителя (~1000ºC) будет способствовать отжигу радиационных дефектов, т.е. повышению радиационной стойкости керамических конструкций.

Еще одной проблемой, возникающей при создании оболочек твэл, является обеспечение их работоспособности в аварийных ситуациях, особенно в авариях с быстрой потерей теплоносителя. В таких случаях, рассматриваемых обычно как максимальные проектные аварии, еще до ввода в действие систем аварийного охлаждения наблюдается быстрый рост температуры твэлов на несколько сот градусов. В результате этого резко повышается давление газовой смеси внутри твэла. В твэлах с металлической оболочкой при температуре ~700ºC и перепаде давления 2МПа происходит вздутие оболочки, перекрытие проходного сечения ТВС, что затрудняет аварийное охлаждение активной зоны и, в конце концов, приводит к разрушению твэлов, попаданию в 1 контур большого количества радиоактивных продуктов деления.

Как уже было сказано, керамические материалы обладают высокой термической стойкостью и вполне способны перенести кратковременное повышение температуры до 2000ºС и даже больше. Для решения проблемы внутреннего давления нами предложено следующее техническое решение (патент на изобретение №2179751). Тепловыделящие элементы снабжаются плавкими предохранительными клапанами, размещенными в торцевых заглушках, которые, в случае аварии с потерей теплоносителя, при достижении критической температуры расплавятся и выпустят из оболочки излишний газ (смесь криптона, ксенона и гелия), что приведет к выравниванию внутреннего и внешнего давления и предотвратит разрушение оболочек.

Описанные выше новые технические решения (малые размеры твэлов, снижение термических напряжений и предотвращение больших скачков внутреннего давления в твэле) создают условия, при которых изготовление и надежная работа оболочек твэлов и тепловыделяющих сборок из керамического материала становятся реальными.

Еще одна важная предпосылка успешной работы в данном направлении это улучшение свойств самой керамики – повышение ее пластичности, теплопроводности, прочности и радиационной стойкости. Сегодня на этом пути наметился значительный прогресс. В ГНЦ РФ-ФЭИ выполнен цикл работ по модификации свойств керамики с помощью ультрадисперсных добавок, позволяющих в несколько раз улучшить теплопроводность керамического материала (шпинели), повысить прочность и пластичность керамики. Экспериментально показана высокая радиационная стойкость керамики на основе диоксида циркония. Разумеется, есть заделы и в других организациях, например, опыт создания высокотемпературных твэлов для ядерных ракетных двигателей. Большие перспективы открывает применение нанотехнологий производства высокопрочных и термостойких углеродных волокон и пленок, которые также могли бы найти применение при изготовлении оболочек твэлов.

Именно с разработки и обоснования работоспособности короткого керамического твэла с большой загрузкой тяжелых атомов могут начаться работы по созданию высокотемпературного БР. Этот сугубо научная задача, она не требует больших материальных вложений, но результат – надежный твэл с керамической оболочкой, может дать толчок к развитию качественно новых реакторных концепций и технологий.

Естественное начало перехода российской атомной энергетики на НТП это реализация всего имеющегося опыта в рамках проекта АЭС-2006, включая возможность использования МОХ-топлива в реакторах ВВЭР нового поколения. Необходимое условие существования масштабной атомной энергетики − замыкание топливного цикла и решение проблемы ОЯТ действующих реакторов. Дальнейшее развитие НТП включает в себя разработку кипящих корпусных реакторов большой мощности с естественной циркуляцией теплоносителя, а затем легководных кипящих реакторов с коэффициентом воспроизводства близким к 1.

Качественно новый этап формирования НТП связан с освоением температурного уровня ~1000ºC, с развитием газоохлаждаемых высокотемпературных реакторов сначала на тепловых, а затем и на быстрых нейтронах и с переходом к атомно-водородной энергетике. Ясно, что создание высокотемпературного БР является весьма отдаленной перспективой. Сегодня это чисто научная задача, от решения которой, однако, во многом зависит прогресс всего человечества, его энергетическая безопасность. Но именно такими задачами и должна заниматься настоящая наука.

Концепция тепловыделяющей сборки с короткими твэлами, защищенными от перепадов давления, открывает возможность создания термостойкой активной керамической зоны с относительно малой долей керамического материала и большой загрузкой топлива, что как раз и требуется для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. Короткий керамический твэл – первый шаг на пути к высокотемпературному БР.

Описанный маршрут логично вытекает из всей предшествующей полувековой истории атомной энергетики, из реальных потребностей сегодняшнего дня и ближайшего будущего. Новая технологическая платформа России должна создаваться эволюционным путем в русле развития мировой атомной энергетики. Если же время и средства вновь будут потрачены на погоню за очередным невиданным в мире чудо-реактором с «природной», «естественной» или даже «божественной» безопасностью и столь же неслыханной экономичностью, то в недалеком будущем это может закончиться для нас строительством современных АЭС по иностранным лицензиям.

Разработка и обоснование концепции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах Целью проекта является разработка, исследование и обоснование концепции газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах с керамической активной зоной, с коэффициентом воспроизводства больше 1, с повышенным уровнем самозащищенности и температурным потенциалом, позволяющим использовать этот реактор в качестве энергоисточника для промышленного производства водорода.

Сегодня, когда главные трудности преодолены, на передний план вышли фундаментальные преимущества кипящих реакторов: - отсутствие второго контура с его трубопроводами, насосами, арматурой, предохранительными клапанами, приборами контроля и т.п. - отсутствие такого сложного, дорогого и металлоемкого оборудования, как парогенераторы, компенсатор давления, борная система регулирования; соответственно, нет нужды в помещениях, требуемых для размещения этого оборудования (сокращается объем строительных работ), отпадает необходимость в его обслуживании, контроле и ремонте, что положительно сказывается и на надежности, и на экономике энергоблока

Переход к простой одноконтурной схеме охлаждения и использование отработанной технологии легководного кипящего теплоносителя позволит значительно уменьшить стоимость быстрого реактора, сделает его конкурентоспособным в современной энергетике и в энергетике ближайших десятилетий.

Технопарк первого наукограда России для проекта «АЭС-2006» Проект Технопарка в г. Обнинске реализуется на основании государственной программы "Создание в Российской Федерации технопарков в сфере высоких технологий", одобренной Распоряжением Правительства РФ от 10 марта 2006 года №328-р. Научно-производственное предприятие «Радиационный контроль. Приборы и методы» приступило к реализации инвестиционного проекта, предусматривающего создание современного производства комплекса программных и технических средств радиационного контроля «РАДСИС».


Ящики для инструментов на сайте http://box-plastic.ru.
Радиологические лечебные технологии