Читать интересную книгу Газета Завтра 905 (12 2011) - Газета Завтра Газета

Население Земли в ближайшие полвека будет неуклонно расти и, согласно последнему отчёту Комиссии ООН по населению, к 2050 году его численность достигнет уровня 9 млрд. человек (в настоящее время данный показатель составляет около 7 млрд.).

Даже при условии благополучия "развитых" стран, "давление" нищеты и безысходности со стороны "неразвитых" стран на "развитые" уже ко второму десятилетию нашего века станет разрушительным.

Одновременно с надвигающейся мировой энергонедостаточностью Россия и мир будут вынуждены иметь дело с продолжающимся и нарастающим экологическим кризисом. Согласно единодушным прогнозам специалистов, рост населения в условиях недостатка энергии приведёт к резкому снижению уровня обеспечения элементарных потребностей жизни и к одновременно резко усиливающемуся загрязнению окружающей среды, которое при этом будет сопровождаться естественным ростом индустриального загрязнения биосферы в развитых странах по причине использования в качестве основного источника энергии углеводородов.

Для России, как северной страны, невозможно полагаться на развитие и так называемой "альтернативной энергетики" на возобновляемых энергоресурсах (ветер, солнце, биомасса, геотермальная и др.). Двадцатилетний опыт развитых стран мира по использованию и форсированному развитию данных видов производства энергии однозначно показал, что за их счёт невозможно обеспечивать базовые потребности в энергии даже в условиях тёплого климата.

Также важно осознать, что в настоящее время Россия не является энергетической супердержавой. Существующий в настоящее время экспорт углеводородов не восстанавливает международного статуса России и не заменяет собой наукоёмкий советский ВПК. Ставка, прежде всего, на углеводородное сырьё в ближайшие десятилетия является для страны абсолютно неперспективной и однозначно проигрышной.

Очевидно, что для России и мира на ближайшие десятилетия подлинной альтернативой углеводородной энергетике является только ядерная энергетика. В данной мировой политической ситуации у России на ближайшие полвека не существует альтернативы ставке на решительное развитие ядерной энергетики.

Решение данной задачи в нашей стране связывается с переходом к середине XXI века всей мировой атомной энергетики на замкнутый ядерный топливный цикл (так называемый уран-плутониевый, а в будущем и ториевый, цикл) на базе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, когда извлечённые из отработанного ядерного топлива уран и плутоний повторно используются в качестве нового ядерного топлива. Ядерные реакторы-размножители, по замыслу их разработчиков, способны включить в топливный цикл 238u, запасы которого в 140 раз превосходят запасы 235u. в реакторах-размножителях 238u превращается в плутоний-239 (239pu), который также является ядерным топливом.

Китай, как и другие развивающиеся государства, делает ставку на сверхинтенсивное развитие ядерной энергетики, а потому намерен неуклонно увеличивать долю атомных электростанций в энергетическом балансе страны. Программа развития ядерной энергетики Китая предусматривает семикратное увеличение к 2020 г. мощностей всех АЭС — примерно до 40000 МВт. Через 15 лет их доля в общей генерации электроэнергии вырастет до 4-5%. К этому времени намечалось построить до 30 новых ядерных реакторов. При этом подряды на реакторы и строительство китайских АЭС, начиная с 2010 года, если не предпринимать специальных усилий, перестанут доставаться России в силу отсталости российских ядерных технологий.

Подобные планы характерны не только для Китая, но и для всей Азии. В ближайшие двадцать пять лет в 5-10 раз собираются увеличивать свои атомные энергетические мощности Иран и Индия, а также, вероятно, Корея и Индонезия.

При этом принимается, что организация перехода к замкнутому ядерному топливному циклу, наряду с использованием быстрых реакторов, позволит уйти от критической недостаточности ресурсной базы ядерной энергетики ("природно-урановой зависимости"), построить расширенное воспроизводство ядерной энергии, в частности, использование гигантского количества уже накопленного сырьевого материала U238 и плутония (ядерных "отходов"), дать существенное уменьшение объема радиоактивных отходов, технологически обеспечить поддержание режима нераспространения ядерных материалов за счёт использования ядерно-опасных материалов внутри топливного цикла.

Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам (БР) были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах. Физический пуск первого реактора на быстрых нейтронах под названием "Климентина" (металлический плутоний, объем активной зоны 1,7 л) был осуществлен в США уже в 1946 г. Интерес к реакторам на быстрых нейтронах определялся тем, что по мере увеличения энергии нейтронов относительное уменьшение сечения деления меньше относительного уменьшения сечения прилипания, а среднее число генерируемых при делении нейтронов увеличивается, так что в реакторах на быстрых нейтронах можно было ожидать большей эффективности воспроизводства делящихся изотопов. Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн (в тепловой области около 600 барн). Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. На каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах. Создание реакторов на быстрых нейтронах — это ещё и попытка подняться по энергии, т.е. использовать высокоэнергетичную часть делительного спектра нейтронов. Однако, проведенные при создании БР работы позволяют сегодня утверждать, что максимум рабочего спектра нейтронов в БР будет находиться в области энергий ~200 кэВ.

Хотя идея бридеров (реактор — размножитель делящихся изотопов) была предложена Лео Сцилардом в 1943 году, первый экспериментальный бридер, тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 года в Айдахо, США, т.е пятью годами позже реактора на быстрых нейтронах. В СССР похожий реактор — четырьмя годами позже — в г. Обнинске. Сегодня идея реакторов на быстрых нейтронах однозначно связывается только с расширенным воспроизводством ядерного топлива.

В 1956 г. консорциум компаний США начал сооружение 65 МВт бридера "Ферми-1". После его пуска в 1966 г. из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны. Реактор демонтирован. Больше США к идее бридеров не возвращались.

Германия построила бридер в 1974 г. и закрыла в 1994 г. Промышленный бридер, SNR-2, сооружение которого началось еще в начале 70-х годов, завершила его строительство в конце 90-х годов, но в эксплуатацию так и не ввела из-за неконкурентноспособности и нерешенности проблемы РАО.

Франция в 1973 г. ввела в эксплуатацию "PHENIX", а в 1985 г. промышленный "SUPERPHENIX", стоимостью 5 млрд. USD. В настоящее время их работа прекращена.

Япония в 1977 г. построила опытный бридер "Дзее", на работу которого до сих пор не получена лицензия. Большой промышленный бридер "Мондзю", введенный в эксплуатацию в 1994 году, в декабре 1995 г. закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя (натрия).

Здесь нет смысла специально останавливаться на причинах, по которым во всех странах мира отказались от идеи бридеров, почему все проекты реакторов-размножителей с плутониевым топливом (UO2/PuO2) на сегодня оказались закрыты. Это Феникс (1973) и Супер-Феникс (1985) во Франции; PFR (1974) и CDFR (1990) в Англии; SNR-300 (1990) в ФРГ; MONJU (1987) в Японии и CRBRP (1988) в США. Отмечу лишь, что эти причины разнообразны, тесно связаны между собой и в принципе неразрешимы.

Самым удивительным является то, что все реакторы-размножители, построенные у нас в стране, работают только на уране. Уже около тридцати лет на Белоярской АЭС работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС, Россия). Облик реакторов-размножителей, основные принципы конструирования, физические процессы, определяющие работу реактора, топливо, теплоноситель и др. составляющие проектов БР были полностью определены и экспериментально подтверждены к концу 80-х годов. БН-600 — это уникальная машина, потребовавшая при создании огромных денежных средств и труда большого количества высококвалифицированных специалистов. Но он не является реактором с замкнутым циклом по 239Pu и не может нарабатывать топливо в режиме расширенного воспроизводства. Вся программа бридеров развивается уже около 60 лет. Казалось бы, при том, что демонстрация процесса расширенного производства делящегося вещества является основной в проблеме реакторов-размножителей, надо было бы за это время продемонстрировать хотя бы принципиальную возможность решения этой проблемы. Но, по факту, в ответе ноль. Только разговоры о самой передовой технологии, которую во всех других странах закрыли.