Создан «миниатюрный» ядерный реактор. он в 100 раз меньше существующих
Содержание:
- Несчастливая судьба уникальной разработки
- Курская АЭС
- Ползучие реакторы для дальнего Севера
- Сибирская АЭС. Даже две
- Будущее энергетики: передвижная АЭС Памир
- Шаг 5: Высокое напряжение
- Зачем NASA ядерный реактор?
- Типы
- Как работает токамак
- Проблема: возобновляемая энергетика не такая экологичная, как кажется
- Таблица результатов
- Тема недели: мобильные и безопасные ядерные реакторы
- Ленинградская АЭС. Первые РБМК
- Колебания генеральной линии
- Почему энергию не получают из термоядерного синтеза
- Что такое токамак
Несчастливая судьба уникальной разработки
Было изготовлено два комплекта ПАЭС: первый предназначался для ходовых испытаний в полевых условиях, второй использовался исключительно в роли лабораторного стенда.
На первом и состоялся 24 ноября 1985 года электрический пуск реактора ПАЭС «Памир». Испытания, в ходе которых установку дважды выводили на проектную мощность проходили немногим меньше года, до сентября 1986 года.
Время общей наработки на разных режимах нагрузки составило 3500 часов. Таким образом, испытания можно считать успешными, и «Памир-630Д» вполне мог встать на конвейер.
Однако комплекс ещё летом 1986 года стали подвергать ожесточенной критике на фоне Чернобыльской аварии. Испытания сначала приостановили, а в феврале 1988 года по решению Совмина СССР и президиума Академии наук БССР работы по проекту «Памир-630Д» были прекращены.
Основная причина завершения проекта значилась как «недостаточная научная обоснованность выбора теплоносителя».
Оба экземпляра передвижной АЭС вывели из эксплуатации и разрезали в конце 1986 года. Тягачи пошли на разбор. До наших дней «Памир-630Д» дожил в немногочисленных даже по меркам закрытых советских проектов схемах, описаниях и масштабных моделях.
Сохранилось только 2 элемента комплекса: металлическая конструкция активной зоны реактора превратилась в фонтан на территории института-разработчика. Часть нержавеющих труб парогенератора превратили в декор ночного клуба «Реактор» в Минске, ныне закрытом.
Курская АЭС
Курская АЭС — вторая АЭС с серийными РБМК, всего на 4 года моложе Ленинградской. Расположена в 40 км от Курска. Она могла стать одной из самых больших АЭС на территории России с шестью энергоблоками РБМК-1000. Но с 1977 по 1986 годы успели достроить и ввести в эксплуатацию лишь 4 (как и на Чернобыльской АЭС). После 1986 года строительство оставшихся двух энергоблоков заморозили. Причем, пятый блок был в очень высокой степени готовности. Его даже подумывали достроить вплоть до 2010-х, но в 2012 году от этой идеи окончательно отказались.
Энергоблоки Курской АЭС
Зато из-за почти полной идентичности и при этом полной радиационной чистоты, ведь на него даже не завозили ядерное топливо, этот пятый блок хорошо подходил для киносъемок фильмов про чернобыльскую аварию. Именно на нем проходили сьемки недавнего фильма Данилы Козловского. Кстати, знаменитый сериал Чернобыль от HBO снимали на другой АЭС с реакторами РБМК – Игналинской, в Литве.
Внутри реакторного зала пятого блока Курской АЭС-2. Фото Lana-Sator.livejournal.com
Сейчас идет строительство Курской АЭС-2. На замену первым двум реакторам РБМК строят два новых энергоблока с реакторами ВВЭР. Но это не обычные ВВЭР-1200, которые построили на других станциях – в Нововоронеже или ЛАЭС-2. Это новый проект ВВЭР-ТОИ — Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект. Ранее он назывался ВВЭР-1300. Он чуть мощнее и должен быть более экономически эффективным. Возможно в будущем он придет на смену ВВЭР-1200.
Строительство Курской АЭС-2 с двумя ВВЭР-ТОИ
Кстати, два энергоблока Курской АЭС-2 – это на текущий момент единственные строящиеся в России энергоблоки АЭС, если не брать в расчет замороженную стройку Балтийской АЭС.
Ползучие реакторы для дальнего Севера
К слову, «Памир» стал не первым «ползающим» реактором: ещё в начале шестидесятых Физико-энергетический институт Обнинска («Лаборатория В») создал и передал в опытную эксплуатацию комплекс ТЭС-3 (Транспортабельная атомная ЭлектроСтанция), который использовал уникальное шасси последнего советского тяжёлого танка Т-10 с 750-сильным дизелем.
Точнее, целых четыре. Именно столько потребовалось для размещения оборудования. Комплекс получил общую массу свыше 300 тонн, а для его работы потребовалась жёсткая связь всех модулей с помощью проводов и трубопроводов.
Установку оснастили довольно примитивным водо-водяным реактором. В качестве охладителя он использовал циркулирующую воду, которая охлаждалась через внушительных размеров воздушный радиатор. Так что до места развертывания махина доехать могла, но работа требовала установки на постоянное место. Процесс небыстрый и так же требовавшей серьезной подготовки.
Несмотря на удачную эксплуатацию, в серию комплекс не запустили. А военные продолжали требовать компактный и автономный источник электричества для объектов, находящихся в отдаленных районах с отсутствием дорог, больших круглогодичных аэродромов и стационарных линий электропередач.
Требования к будущему комплексу были чрезвычайно необычными. Передвижная атомная электростанция должна была:
- работать при температурах от −50 до +35°С и высокой влажности,
- иметь автоматизированное управление энергоустановкой,
- умещаться на стандартных железнодорожных платформах О-2Т, в грузовых кабинах самолётов и вертолетов.
Время работы реактора на одной закладке топлива должно было быть не менее 10 000 часов и работать непрерывно не меньше 2000 часов, не перегреваясь.
Система должна была уметь «выключаться» для перемещения, причем демонтаж был так же оговорен — не дольше 30 часов. С «марша» она должна была запускаться не дольше 6 часов.
Кроме того, проектировщикам следовало придумать, как снизить расходование воды, которая в условиях тундры ненамного доступнее солярки.
Для разработки подобного комплекса в Белорусской ССР в 1973 году в Институте ядерной энергетики Академии наук Белорусской ССР (после распада СССР переименован в Объединенный институт энергетических и ядерных исследований «Сосны») создали специальное конструкторское бюро (СКБ) с опытным производством, которое должно было создать принципиально новый тип электростанции.
Возглавил разработку уникального реактора и модульного колёсного комплекса для его перемещения, которые вошли в состав проекта «Памир», небезызвестный директор института, Василий Борисович Нестеренко, знакомый многим по материалам Чернобыльской трагедии.
Сибирская АЭС. Даже две
Сибирская АЭС
Следующая АЭС на территории России, которая уже тоже не работает – это малоизвестная широкой публике Сибирская АЭС. Сейчас практически все АЭС в Росси находятся в Европейской части, но был период в 60-е, когда основное атомное электричество в СССР вырабатывалось в Сибири. Сибирская АЭС находилась на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в г. Северск Томской области. Это был закрытый комбинат по наработке оружейного плутония, он и сейчас работает, но занимается уже другими задачами. Несмотря на секретность, фильм о Сибирской АЭС показали в 1958 году на Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии.
Заголовок в New York Times в 1958 году о показе в Женеве фильма о Сибирской АЭС
На тот момент она была одной из мощнейших АЭС мира – первый энергоблок имел мощность 100 МВт. В дальнейшем на ней работали 4 реактора, а суммарная мощность выросла до 600 МВт.
Промышленные реакторы СХК были двойного и даже тройного назначения. Т.е. они нарабатывали плутоний, но их спроектировали уже так, что они позволяли вырабатывать электроэнергию и давать тепло для отопления Северска и Томска. С окончанием программы наработки плутония был остановлен и последний реактор станции, в 2008 году.
Один из реакторов СХК. Фото: Страна Росатом
На другом сибирском комбинате по наработке оружейного плутония, Горно-химическом комбинате, в Железногорске, с 1964 по 2010 год тоже работал двухцелевой реактор АДЭ-2. Хотя, как таковой отдельной АЭС его не называли. Но по сути это была третья атомная станция тепло- и электроснабжения в СССР, причем единственная – подземная, т.к. сам комбинат ГХК размещался в горной выработке под землей. Подробнее про отечественные промышленные реакторы я писал отдельную статью.
Кстати, АЭС двойного назначения – это не чисто советская выдумка. Первая такая «двойная» АЭС заработала в Великобритании на два года раньше Сибирской АЭС. Это АЭС Колдер Холл — первая АЭС в Великобритании и на Западе вообще, работавшая на атомном комбинате Селлафилд, где производили оружейный плутоний. В далеком 1956 году ее открывала молодая Елизавета II.
Елизавета II на открытии первой АЭС Великобритании — Колдер Холл (двойного назначения)
Будущее энергетики: передвижная АЭС Памир
Подходящего шасси не нашлось, поэтому для «Памира» на основе самого распространенного в СССР тяжёлого грузовика МАЗ-537 разработали новый тягач МАЗ-7960 с обновлённым двигателем и улучшенным управлением.
Разработка потребовала не только новое колёсное шасси, но и принципиально отличный от всех ранее существовавших реактор, поэтому заняла почти 12 лет.
В результате многолетней работы в 1985 году была создана и пущена первая в мире передвижная атомная электростанция «Памир-630Д» — единственная на данный момент АЭС на колёсном шасси, которая действительно работала.
Разработка, как уже упоминалось ранее, потребовала создания принципиально нового реактора: ранее использованный в ТЭС-3 водо-водный оказался недостаточно эффективен и обладал рядом проблем с охлаждением, работая при высоких температурах.
Поэтому белорусские атомщики применили в «Памире» реактор на основе тетраокиси азота, который выступил одновременно теплоносителем и рабочим телом.
Вещество, обладающее высокой теплоёмкостью, теплопроводностью и плотностью при низкой вязкости позволило сделать реактор одноконтурным, что обеспечивало компактность без снижения мощности.
Однако не обошлось без проблем: главному использованному веществу, тетраоксиду диазота, свойственна крайне высокая коррозийная агрессивность, особенно при кипении и конденсации, что повышало шанс прорыва контура турбогенератора.
Была и другая проблема: в случае прорыва контура (что для передвижной АЭС и по сей день является одним из основных аварийных сценариев) тетраоксид моментально реагирует с любой водой, встреченной по пути.
Для человека это смертельно опасно: стоит вдохнуть небольшую дозу, чтобы заполнить лёгкие азотной кислотой. Тоже самое, но с чуть меньшей летальностью, произойдет при попадании рабочего вещества подобного реактора на кожу.
Для отработки устойчивого термодинамического цикла с участием теплоносителя и рабочего тела нетрадиционного типа применялись самые неожиданные решения, в частности, стенд «Вихрь-2».
Импровизированный турбогенераторный блок собрали из турбореактивного авиадвигателя ВК-1 с форсажной камерой и замкнутого контура с тетраоксидом. Не самое устойчивое решение.
Во время испытаний трагически погиб один из сотрудников КБ: он ненамеренно вдохнул ядовитый газ, когда во время опыта из разорвавшегося трубопровода вырвалось оранжевое облачко, заполнив лёгкие кислотой.
Несмотря на все проблемы, реакторная установка была создана в «железе» и прошла испытания. Сложная схема обеспечила отличные характеристики, недостижимые в случае применения более классических схем.
Так, тепловая мощность реакторной установки «Памира» составила 5 МВт, эффективная электрическая мощность — 630 кВт.
Немного, но подобная силовая установка практически не требует ресурсов во время работы: на одной загрузке топлива «Памир-630Д» мог работать до пяти лет, получая только воду, необязательные расходные материалы для грузовиков и питание персонала.
Для сравнения, топливо атомной электростанции обновляется раз в 1-5 лет, ТЭС-3 требовала загрузку свежего материала не реже, чем раз в год.
Шаг 5: Высокое напряжение
Если вы можете приобрести блок питания, подходящий для использования в термоядерном реакторе, то проблем возникнуть не должно. Просто возьмите выходной отрицательный 40 кВ электрод и прикрепите его к камере с большим балластным резистором высокого напряжения 50-100 кОм.
Проблема заключается в том, что часто затруднительно (если не невозможно) найти соответствующий источник постоянного тока с ВАХ (вольт-амперной характеристикой) которая полностью бы соответствовала заявленным требованиям ученого-любителя.
На фото представлена пара высокочастотных ферритовых трансформаторов, с 4-ступенчатым множителем (находится за ними).
Зачем NASA ядерный реактор?
Зачем это нужно? Например, возьмем путешествие на Марс. Нельзя просто отправить туда людей для заселения на космическом корабле, а следом за ними направить еще один корабль с топливом, чтобы они отправились домой. Это крайне глупая идея, поскольку каждый такой полет будет стоит миллиарды долларов. Тем более для этого потребуется построить специальный космический «танкер», заполненный топливом и БЕЗОПАСНО отправить его в космос. Учитывая, что немало ракет взрываются вскоре после взлета, представляете, какой фейерверк устроит ракета, которая вся заполнена топливом?
Поэтому космическим человеческим колониям требуется источник энергии, с помощью которой они смогут производить и кислород, и топливо для своих космических аппаратов. В роли такого источника как раз должен выступить ядерный реактор Kilopower.
Почему нельзя отправить туда ядерный реактор побольше? Из-за полного отсутствия воздуха на Луне, Марсе или других планетах существенно усложнится задача по охлаждению ядерного реактора. В Kilopower ядерное топливо охлаждается водой, а паровой двигатель преобразует энергию тепла и давления в движение и электричество.
И нет, это не тот самый ядерный реактор «Железного человека». В том случае в основе лежит совсем другая технология — термоядерный синтез. Более легкие атомы сталкиваются вместе и превращаются в более тяжелые, выделяя огромное количество энергии по пути. Пока что создание такого реактора — только утопия, хотя Китай и Великобритания давно грезят подобными технологиями.
Типы
Для выработки ядерной энергии требуется цепочка ядерного деления .
SMR бывают разных конструкций. Некоторые из них представляют собой упрощенные версии существующих реакторов, другие используют совершенно новые технологии. Все предлагаемые SMR используют ядерное деление . SMR проекты включают тепловых нейтронах и реакторов на быстрых нейтронах .
Реакторы на тепловых нейтронах
Реакторы на тепловых нейтронах полагаются на замедлитель для замедления нейтронов и обычно используют 235U как делящийся материал. Большинство обычных действующих реакторов относятся к этому типу.
Реакторы на быстрых нейтронах
В быстрых реакторах замедлители не используются. Вместо этого они полагаются на топливо для поглощения нейтронов с более высокой скоростью. Обычно это означает изменение расположения топлива в активной зоне или использование других видов топлива. Например,239Pu с большей вероятностью поглотит высокоскоростной нейтрон, чем235U .
Реакторы на быстрых нейтронах могут быть реакторами-размножителями . Эти реакторы выделяют достаточно нейтронов, чтобы преобразовать неделящиеся элементы в делящиеся. Обычно реактор-размножитель используют для окружения активной зоны «бланкетом» из238U , наиболее легко обнаруживаемый изотоп. Однажды238U претерпевает реакцию поглощения нейтронов , становится239Pu , который может быть удален из реактора при перегрузке топлива и впоследствии использован в качестве топлива.
Как работает токамак
Для создания внутри токамака магнитного поля, он составляется из секций, внутри которых намотаны катушки. Так как они идут по всей длине камеры и создают что-то вроде замкнутого тоннеля, получающееся магнитное поле называют тороидальным. Это и есть рабочая зона установки.
Конструкци токамака.
Перед началом работы из камеры токамака откачивают воздух, а вместо этого заполняют его смесью дейтерия и трития. Они и являются основой реакции термоядерного синтеза.
Преимущество использования этих двух элементов в том, что они очень дешевые. Дейтерий очень легко получается из воды, которой на нашей планете более чем достаточно, а тритий синтезируется пусть и чуть более сложным способом, но это тоже не является большой проблемой.
Когда камера заполнена, в ней создается вихревое электрическое поле, которое поддерживают плазму внутри камеры, а заодно разогревает ее, доводя до той самой температуры в несколько миллионов градусов.
Сейчас тут работают люди, а скоро будет 150 миллионов градусов.
Так как поле и нагрев создаются за счет увеличения тока в индукторе, а он не может увеличиваться бесконечно, время существования плазмы в стабильном состоянии пока не превышает нескольких секунд. Это и является главной причиной того, что мы пока не можем использовать токамаки в качестве источника промышленного получения энергии. Существую способы решения этой проблемы, в том числе с использованием микроволнового излучения, но пока работы в этом направлении еще ведутся.
Впрочем, микроволновое излучение и так применяется внутри токамака, так как только электромагнитного поля недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции.
Обычная физика частиц четко говорит нам, что ядра с одинаковым зарядом отталкиваются друг от друга. Но при достижении сверхвысоких температур, они начинают вести себя иначе, образуя ядро гелия плюс один свободный нейтрон. Именно в этот момент и высвобождается огромное количество энергии. В обычных условиях она тратится на взаимодействие атомов между собой.
Проблема: возобновляемая энергетика не такая экологичная, как кажется
Электричество из возобновляемых источников позволит замедлить глобальное потепление. Но добыча полезных ископаемых, необходимых для производства солнечных панелей, ветрогенераторов и другого оборудования, может свести на нет выгоды «зеленой» энергии.
По прогнозу Всемирного Банка, к 2050 году человечеству потребуется на 500% больше лития, графита, никеля, кобальта, меди и титана. Согласно расчетам австралийских ученых, добывать полезные ископаемые можно на 37% земной поверхности, при этом часть потенциальных месторождений находятся на территории заповедников. Например, большие запасы лития есть в регионе Пилбара на западе Австралии. Здесь живут многие виды сумчатых животных, которые не встречаются больше нигде в мире. Чтобы развивать возобновляемую энергетику и не вредить природе, нужны планирование, программы по защите окружающей среды и законодательство, которое будет охранять заповедники от вредного воздействия горнорудных компаний.
Таблица результатов
Дизайн Лицензирование В разработке Оперативный Отменено В отставке
Имя | Полная мощность (МВт эл. ) | Тип | Режиссер | Страна | Положение дел |
---|---|---|---|---|---|
4S | 10–50 | SFR | Toshiba | Япония | Детальный дизайн |
АБВ-6 | 6–9 | PWR | ОКБМ Африкантова | Россия | Детальный дизайн |
ACP100 | 125 | PWR | Китайская национальная ядерная корпорация | Китай | В разработке |
TMSR-LF1 | 10 МВт | MSR | Китайская национальная ядерная корпорация | Китай | В разработке |
ARC-100 | 100 | SFR | ARC Nuclear | Канада | Дизайн: обзор дизайна поставщика. Одобрено строительство одного блока на АЭС Point Lepreau в декабре 2019 года. |
MMR | 5 | MSR | Ultra Safe Nuclear Corp. | Канада | Этап лицензирования |
АНГСТРЕМ | 6 | LFR | ОКБ Гидропресс | Россия | Концептуальный дизайн |
B&W mPower | 195 | PWR | Бэбкок и Уилкокс | Соединенные Штаты | Отменено в марте 2017 г. |
БАНДИ-60 | 60 | PWR (плавающий) | KEPCO | Южная Корея | Детальный дизайн |
БРЕСТ-ОД-300 | 300 | LFR | Атомэнергопром | Россия | В разработке |
BWRX-300 | 300 | ABWR | GE Hitachi Nuclear Energy | Соединенные Штаты | Этап лицензирования |
КАРЕМ | 27–30 | PWR | CNEA | Аргентина | В разработке |
Сжигатель отходов Copenhagen Atomics | 50 | MSR | Копенгаген Атомикс | Дания | Концептуальный дизайн |
CMSR | 100 | MSR | Сиборг Технологии | Дания | Концептуальный дизайн |
EGP-6 | 11 | РБМК | ИПФЭ и Теплоэлектропроект Дизайн | Россия | Действующий (активно не продается из-за устаревшего дизайна, будет окончательно выведен из эксплуатации в 2021 году) |
ЕЛЕНА | 0,068 | PWR | Курчатовский институт | Россия | Концептуальный дизайн |
Energy Well | 8,4 | MSR | cs: Centrum výzkumu Řež | Чехия | Концептуальный дизайн |
Flexblue | 160 | PWR |
Группа компаний Areva TA / DCNS |
Франция | Концептуальный дизайн |
Fuji MSR | 200 | MSR | Международный форум по ториевой расплавленной соли (ITMSF) | Япония | Концептуальный дизайн |
GT-MHR | 285 | GTMHR | ОКБМ Африкантова | Россия | Эскизный проект выполнен |
G4M | 25 | LFR | Gen4 Energy | Соединенные Штаты | Концептуальный дизайн |
GT-MHR | 50 | GTMHR | Дженерал Атомикс , Фраматом | США, Франция | Концептуальный дизайн |
IMSR 400 | 185–192 | MSR | Земная энергия | Канада | Концептуальный дизайн |
ТМСР-500 | 500 | MSR | ТорКон | Индонезия | Концептуальный дизайн |
ИРИС | 335 | PWR | Westinghouse -led | Международный | Дизайн (базовый) |
КЛТ-40 С | 35 год | PWR | ОКБМ Африкантова | Россия | Операционная |
MHR-100 | 25–87 | HTGR | ОКБМ Африкантова | Россия | Концептуальный дизайн |
MHR-T | 205,5×4 | HTGR | ОКБМ Африкантова | Россия | Концептуальный дизайн |
MRX | 30–100 | PWR | JAERI | Япония | Концептуальный дизайн |
НП-300 | 100–300 | PWR | Арева Т.А. | Франция | Концептуальный дизайн |
NuScale | 45 | PWR | NuScale Power LLC | Соединенные Штаты | Этап лицензирования |
Nuward | 300–400 | PWR | консорциум | Франция | Эскизный проект, строительство на 2030 год. |
ПБМР-400 | 165 | HTGR | Эском | Южная Африка | Отменено. Отложено на неопределенный срок |
РИТМ-200 | 50 | PWR | ОКБМ Африкантова | Россия | Работает с октября 2019 г. |
Роллс-Ройс СМР | 470 | PWR | Rolls-Royce | Объединенное Королевство | Стадия проектирования |
УПЛОТНИТЕЛЬ | 55 | LFR | СвинецХолодный | Швеция | Стадия проектирования |
УМНЫЙ | 100 | PWR | КАЕРИ | Южная Корея | Лицензированный |
СМР-160 | 160 | PWR | Holtec International | Соединенные Штаты | Концептуальный дизайн |
СВБР-100 | 100 | LFR | ОКБ Гидропресс | Россия | Детальный дизайн |
SSR -W | 300–1000 | MSR | Moltex Energy | Объединенное Королевство | Концептуальный дизайн |
S-ПРИЗМА | 311 | GE Hitachi Nuclear Energy | США / Япония | Детальный дизайн | |
TerraPower | 10 | TWR | Интеллектуальные предприятия | Соединенные Штаты | Концептуальный дизайн |
U-аккумулятор | 4 | HTGR | Консорциум U-Battery | Объединенное Королевство | Проектно-конструкторские работы |
ВБЭР-300 | 325 | PWR | ОКБМ Африкантова | Россия | Этап лицензирования |
ВК-300 | 250 | BWR | Атомстройэкспорт | Россия | Детальный дизайн |
ВВЭР-300 | 300 | BWR | ОКБ Гидропресс | Россия | Концептуальный дизайн |
Westinghouse SMR | 225 | PWR | Westinghouse Electric Company | Соединенные Штаты | Отменено. Эскизный проект выполнен. |
Xe-100 | 80 | HTGR | X-энергия | Соединенные Штаты | Разработка концептуального дизайна |
Тема недели: мобильные и безопасные ядерные реакторы
Когда говорят о возобновляемой энергетике, об АЭС упоминают редко. На то есть три причины:
- строительство больших атомных электростанций длится долго и обходится в разы дороже установки солнечных панелей и ветрогенераторов;
- аварии на АЭС серьезно вредят здоровью людей и экологии;
- нет эффективных способов утилизации радиоактивных отходов.
Многие компании стараются решить эти проблемы. Американский стартап NuScale предложил создавать модульные АЭС, чтобы снизить затраты на строительство. Такие электростанции будут состоять из нескольких мини-реакторов длиной 23 м и шириной 4,5 м. Мощность каждой установки — всего 50-60 МВт, но если объединить их в каскады, этот показатель увеличится до 720 МВт, почти как у стандартных АЭС. Мини-реакторы безопаснее традиционных: в них загружают меньше ядерного топлива, поэтому в случае неполадок устройство можно быстро остудить и вывести из работы. Еще одно преимущество разработки NuScale — система пассивного охлаждения, для функционирования которой не нужны насосы или другие движущиеся механизмы. Это снижает риск поломок. В конце августа 2020 года Комиссия по ядерному регулированию США (Nuclear Regulatory Commission) признала реактор NuScale безопасным, и теперь компания начнет строительство модульных АЭС на территории США. Первая такая электростанция появится в штате Айдахо и заработает в середине 2020-х годов.
Американская компания TerraPower, в которую инвестирует Билл Гейтс, тоже хочет сделать атомную энергию безопасной. Для этого она создала ядерный реактор на бегущей волне. Его назвали так потому, что зоны, в которых происходит цепная реакция, постоянно меняются внутри устройства. В отличие от других, реактор TerraPower может работать на обедненном уране-238. Это позволит создать АЭС с замкнутым циклом, минуя дорогостоящий и опасный процесс обогащения. Реактор на бегущей волне может 40-60 лет работать без дозаправки. До 2030 года компания планирует построить в США несколько АЭС мощностью 375 МВт каждая. Ядерная энергия дополнит солнечную и ветряную, чтобы даже в непогоду у пользователей был доступ к «зеленому» электричеству. В будущем TerraPower хочет запустить реакторы на бегущей волне по всему миру.
Ленинградская АЭС. Первые РБМК
Теперь перейдем к самым крупным АЭС, с серийными блоками гигаваттной мощности. Начнем по хронологии и с реакторов РБМК.
Ленинградаская АЭС и ее энергоблоки. Графика автора
Именно на реакторах РБМК СССР планировал масштабно развивать атомную энергетику в 1970-е годы для удовлетворения энергодефицита в европейской части страны, поскольку технологию изготовления корпусов гигаваттных ВВЭР осваивать не успевал. А активная зона реактора РБМК собирается как из кубиков, изготовление компонентов для нее было освоено промышленностью. Поэтому, например, ее можно масштабировать и увеличивать. Например, на Игналинской АЭС построили два РБМК мощностью уже 1500 МВт, хотя и в тех же габаритах. Но были проекты и с увеличенной мощностью и активной зоной, до 2400 МВт. Вообще, сам реактор РБМК-1000 — это один из крупнейших в мире реакторов, там только диаметр активной зоны более 11 м.
Верхняя плита реактора РБМК — одного из самых больших реакторов в мире
У РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР. Например, он не требует остановки для перегрузки топлива, его можно перегружать, отключая отдельные каналы прямо на работающем реакторе. Из-за этого он позволяет облучать в каналах отдельные сборки-мишени и нарабатывать полезные изотопы, как, например, Co-60, который сейчас и производят на Ленинградской АЭС.
Но есть и ряд недостатков. Это, например, и сложность управления, и отсутствие защитной оболочки-контейнмента, и другие недостатки конструкции, которые не были своевременно устранены из-за гонки масштабного строительства АЭС в СССР в 1970-е и 1980-е. Все это привело к главной трагедии, сделавшей реактор РБМК печально известным на весь мир – Чернобыльской катастрофе. Именно такие реакторы были на этой АЭС. После аварии 1986-года реакторы РБМК доработали и модернизировали, устранив большинство недостатков. Поэтому сегодняшние РБМК все же существенно отличаются от дочернобыльских.
Два энергоблока с ВВЭР-1200 на Ленингрдаской АЭС-2. Один уже сдан (справа), второй строится.
Два энергоблока первой очереди Ленинградской АЭС заработали в 1973 и 1975 годах, они уже отработали по 45 лет и остановлены в 2018 и 2020 годах. Им на смену были построены и синхронно с отключением старых блоков были подключены два новых энергоблока с реакторами ВВЭР-1200. Так что теперь Ленинградская АЭС – единственная российская, где одновременно работают реакторы разных типов – РБМК-1000 и ВВЭР-1200. Кстати, при этом мощность АЭС выросла на 400 МВт, и теперь это самая мощная АЭС России. Сейчас ЛАЭС обеспечивает электроэнергией Ленинградскую область более чем на 50%, а также частично снабжает теплом ближайший город атомщиков — Сосновый бор.
Мне дважды доводилось бывать на ЛАЭС-2, поэтому я видел новые энергоблоки и в строящемся виде, и тут же впервые побывал на уже работающем энергоблоке с ВВЭР-1200.
Колебания генеральной линии
Напомним, что Макрон не всегда был сторонником атомной энергетики — скорее французский лидер колеблется в зависимости от развития ситуации. В ноябре 2018 года он подтвердил закрытие двух реакторов на АЭС в Фессенхайме, выполнив тем самым обещание, данное французским экологам его предшественником, социалистом Франсуа Олландом. Администрация Макрона охарактеризовала это решение как «ключевое подтверждение приверженности Франции сокращению доли атома в производстве энергии на 50%». Нынешний хозяин Елисейского дворца также пообещал закрыть в будущем еще 12 реакторов, хотя уже тогда, объясняя свою стратегию, он предупреждал: «Снижение роли ядерной энергетики не означает отказ от нее».
Слова Макрона подтверждаются и экономическими реалиями: в секторе атомной энергетики занято более 3 тыс. компаний и 220 тыс. пар рабочих рук в стране. Менее чем за пять месяцев до выборов, на фоне разыгравшегося в Европе энергетического кризиса, программа спасения страны путем отказа от закрытия АЭС уже выглядит весомой заявкой на второй срок Макрона в президентском кресле.
Уважаемый реактор
Атомная электростанция «Фессенхайм» на берегу Рейна
Фото: Global Look Press/imago stock&people
Активно развивать собственную ядерную энергетику Франция начала после нефтяного кризиса 1973 года, когда члены Организации арабских стран — экспортеров нефти (ОПЕК) решили перекрыть топливный кран для правительств, которые поддерживали Израиль во время «войны Судного дня». В одночасье цена на сырую нефть выросла в четыре раза для Франции, практически лишенной природных энергоресурсов и использовавшей для выработки электроэнергии мазутные ТЭС. В этом контексте ядерная энергия была едва ли не единственным путем к энергетической независимости Франции. В последующие годы в стране были построены десятки атомных электростанций под управлением государственной (до 2004 года) компании Electricité de France (EDF), крупнейшего производителя и дистрибутора электроэнергии в Европе. «EDF была создана после Второй мировой войны и явилась символом действий государства по восстановлению экономики Франции, разрушенной нацистскими бомбами», — говорит Томас Пеллерин-Карлен, директор Энергетического центра Института Жака Делора.
Связанный с ядерной энергией символизм стал пунктиком для многих французских политиков, особенно для ностальгирующих по былому величию, — Марин Ле Пен или Эрика Земмура. В ответ на предложенный руководством Евросоюза зеленый переход, предполагающий отказ от АЭС, Ле Пен и Земмур сделали ядерную энергетику главным приоритетом в своей повестке, что, в свою очередь, мобилизовало французское общественное мнение. Согласно исследованию Odoxa (Независимый институт изучения общественного мнения и СМИ), за последние два года поддержка французами атомной энергетики увеличилась на 17 пунктов.
А недавний энергетический кризис в Европе, с которым Франция справилась лучше своих соседей именно благодаря АЭС, стал идеальным катализатором для окончательного выбора действующим президентом атомной темы в качестве одной из главных составляющих своей предвыборной программы.
Почему энергию не получают из термоядерного синтеза
Несмотря на всю перспективность технологии и то, что о ней заговорили уже более 70 лет назад, пока не получается добиться промышленной работы таких устройств. До сих пор в них есть, что дорабатывать. Например, возможность продолжительной работы и дальнейшее повышение температуры плазмы.
Только представьте себе, как это маленькое солнце будет обеспечивать нас энергией в будущем.
Когда эта проблема будет решена, мы получим на Земле небольшой кусочек Солнца, и тогда можно будет говорить, что мы достигли совершенства в выработке энергии. Конечно, могут изобрести и другие еще более эффективные способы получения энергии, но именно термоядерный синтез сейчас может изменить очень многое. Самое главное, что мы получим не только возможность не выключать свет ради экономии.
Главным плюсом перехода на такой источник энергии является то, что когда вся энергия будет добываться именно из термоядерного синтеза, мы максимально снизим воздействие на нашу планету. Нам будет не нужно ископаемое топливо, мы обойдемся без атомных станций, а заодно пересядем на электрический транспорт и сможем существенно продлить жизнь нашей планете. Может, и улетать никуда не придется.
Что такое токамак
Само слово ”токамак” ничего не обозначает — это просто сокращение, которое потом стало полноценным словом. Его используют не только в России, но и за рубежом, так как именно в нашей стране эту штуку придумали и именно у нас они долгое время активно развивались.
Суть токамака сводится к тому, чтобы создать магнитное поле, в котором будет протекать реакция термоядерного синтеза. Так как температура такой реакции не просто высокая, а буквально запредельная (несколько миллионов градусов Цельсия), ее нельзя проводить просто внутри какой-то камеры — она расплавится задолго до достижения рабочей температуры.
Такая температура достигается из-за того, что внутри токамака вещество находится в четвертом агрегатном состоянии, которое достигается при таких высоких температурах. Такое состояние называется плазма.