Ядерная энергетика. от истоков - к перспективам

К  семидесятилетию пуска первой в мире – обнинской атомной электростанции.
Предисловие.
Начавшаяся около двух веков назад и сделавшая возможным современный образ жизни, промышленная революция сопровождалась неуклонным ростом производства и потребления электроэнергии. Сегодня на одного жителя нашей планеты приходится около 2 КВт. электрогенерирующих мощностей, а  до 2030  года этот показатель может вырасти еще на 5 %.

С началом повсеместного использования тепловых машин, основным энергоноси-телем стал каменный уголь и органическое топливо. Вместе с этим, перед человечеством возник широкий круг, обуславливаемых ограниченностью   разведанных запасов угля, нефти и газа, проблем.

В силу того, что история регулярных метеонаблюдений насчитывает чуть более трех веков, сегодняшняя наука не в силах однозначно оценить влияние, обуславливаемых деятельностью человека, выбросов парниковых газов на климат нашей планеты.

В 1896 году, исследуя соли урана, А. Беккерель (1852-1908) открыл явление радио-активности, а двумя десятилетиями позже Мария Кюри (1867-1934)  обнаружила относительно малое (170 Вт/кг) энерговыделение радия.

Обнаружение в 1932 году Д. Чедвигом (1891-1974) нейтрона и открытие О. Ганном (1879-1968) и Л. Мейтнер (1878-1968) цепной реакции деления ядер атомов урана, сделали возможным высвобождения ядерной энергии.

Ввиду того, что ядерное топливо по  своей теплотворной способности, примерно, в 10 000 раз превосходит основные природные энергоносители, использование энергии атомного ядра открывало перед человечеством новые горизонты

Судьбу дальнейших ядерных исследований всецело  определила Вторая Мировая Война.

С 1939 по 1945 годы под руководством великого немецкого физика  В. Гейзенберга (1901-1978) в Третьем Рейхе велись разработки атомной бомбы. В частности, был спроек-тирован и изготовлен экспериментальный ядерный реактор для наработки оружейного плутония. Впрочем, ряд научно – технических просчетов, наряду с чрезвычайной ограни-ченностью, выделяемых на атомные исследования, ресурсов,  а также, обусловленная ра-совой политикой, массовая эмиграция высококвалифицированных специалистов не позво-лили нацисткой Германии стать ядерной державой.


За неимением достоверной информации о состоянии немецкого атомного проекта, США задействовали свою мощь  своей экономики, дабы выиграть ядерное состязание с Третьем Рейхом.

В конце 1940 года, возглавляемой Эдвином Макмиллоном (1903 -1991), командой физиков из калифорнийского университета был впервые получен новый – не существую-щий в природе,  элемент – Плутоний, один из изотопов которого широко применяется в военных и в гражданских целях.

Через две недели после ядерной бомбардировки  Хиросимы, 20 августа 1945 года, Государственный комитет обороны СССР принял решение об организации масштабных работ, направленных на скорейшую ликвидацию американской ядерной монополии.
Важным этапом создания ядерного оружия  является построение, состоящей из специальных  ядерных реакторов и радиохимических комбинатов, базы для промышлен-ного производства оружейного плутония. В США подобная база была создана в Хэнфорде (штат Вашингтон) и в Ок-Ридже (штат Теннеси).

19 июня 1948 года в Челябинске-40 (ныне Озерск) был выведен на проектную мощ-ность- 100 МВт. первый советский промышленный ядерный реактор А-1, нарабатываю-щий 0.1 кг. оружейного плутония в сутки.

 Подобно американским аналогам, первые советские промышленные ядерные реак-торы для наработки оружейного плутония охлаждались водой специальных прудов-охладителей. Таким образом, выделявшаяся в них, колоссальная тепловая энергия попросту утилизировалась.

При этом, использование энергии, выделяемой стомегаваттным ядерным реакто-ром,  позволяло бы ежесуточно экономить более двухсот тонн каменного угля и не допус-кать выброса в атмосферу полумиллиона кубометров углекислого газа.


Зарождение ядерной энергетики.

Первой ядерной энергетической установкой в мире был исследовательский
реактор EBR-I.
20 декабря 1951 года на данном реакторе впервые в мире было осуществлено пре-образование ядерной энергии в электрическую.

Впрочем, для начала  широкого использования ядерных реакторов в мирных целях, в частности, в электроэнергетике требовалось решить множество непростых технических проблем.

Минимизация, составляющих несколько процентов, потерь электроэнергии в про-тяженных  высоковольтных  линиях  требует строительства АЭС вблизи крупных потребителей, т.е.,  в относительно  густонаселенных районах. Таким образом, на первый план выходят проблемы обеспечения ядерной безопасности.

Потребление электроэнергии – непостоянно, оно существенно зависит как  от сезо-на, так  и от дня недели и от времени суток. Например, для  Москвы суточная и годовая вариации данного показателя составляют: 55 и 30%, соответственно.

При этом, образование в ядерных реакторах на тепловых нейтронах короткоживущих изотопов: йода – 131 и ксенона – 133 существенно препятствует их  устойчивой работе на малых мощностях, а также на переходных режимах.

Для решения научно – технических проблем мирного использования ядерной энер-гии  приказом МВД СССР от 27 апреля 1946 г.  вблизи железнодорожной станции Обнин-ское была создана лаборатория «В», в которой решались проблемы расчета, физического моделирования и проектирования    ядерных энергетических установок.

В 1960 году лаборатория «В» была реорганизована в Физико – энергетический ин-ститут, в 1994 году получивший статус государственного научного центра.

Для первой  советской промышленной (ныне Белоярской) АЭС в лаборатории «В» проектировался стомегаваттный канальный  реактор АМБ (атом мирный большой)  с  ки-пящим теплоносителем и  с перегревом пара.

Для решения данной задачи требовалось создать экспериментальный прототип проектируемого реактора, которым стала ядерная энергетическая установка АМ (атом мирный) тепловой мощностью 30 МВт.

По предложению И. В. Курчатова (1903-1960)  было принято решение о создании на площадке лаборатории «В» первой в мире - экспериментальной АЭС  с ядерным реак-тором АМ. Строительство данного объекта началось в 1951 г.

Обеспечение максимальной эффективности ядерных  реакторов АЭС, в числе про-чего, подразумевает эффективный  отвод, выделяемого в них, тепла. Ввиду того, что теп-лопередача между ядерным топливом и теплоносителем сложнейшим образом зависит от температуры, фазового состояния и скорости потока теплоносителя, а также от множества физических свойств, соприкасающихся с теплоносителем, поверхностей, решение данной задачи сопряжено с немалыми трудностями.

В возглавляемом В.А. Малых (1923 -1973), технологическом отделе Лаборатории «В» была разработана оптимальная конструкция тепловыделяющего элемента (ТВЭЛа) для ядерного реактора АМ.

В Лаборатории «В» был  создан специальный стенд для предреакторных  испыта-ний ТВЭЛов в высокоинтенсивных нейтронных потоках. На данном стенде  испытыва-лись ТВЭЛы для реакторов Белоярской АЭС и Билибинской АТЭЦ, а также для реактора БН -800.

 26 июня 1954 г. первая в мире – обнинская  атомная электростанция электрической   мощностью 5 Мвт. встала под промышленную нагрузку и два года  эксплуатировалась для производства электроэнергии.

С 1956 года реактор первой в мире АЭС использовался в исследовательских целях, а также для теплоснабжения отдельных копрусов Физико-энергетического института.
Предполагалось, что ядерный реактор первой в мире АЭС будет остановлен после полувековой эксплуатации  в 2004 году. Однако, существенные финансовые трудности обусловили досрочное  завершение эксплуатации реактора 29 апреля 2002 года.

26 апреля 1964 года, оснащенный реактором АМБ, первый блок Белоярской АЭС  вступил в строй. Это событие ознаменовало начало двадцатидвухлетнего периода динамичного развития советской ядерной энергетики. За это время были спроектированы но-вые ядерные реакторы, строились и вводились в эксплуатацию новые генерирующие мощности, а выработка электроэнергии на советских АЭС прирастала в среднем на 20% в год.

Производство ядерного топлива.

Основным и наиболее сложным этапом производства ядерного топлива является разделение изотопов:  урана-235 и урана -238. Это обусловлено тем, что атомы разделяе-мых  изотопов обладают одинаковыми химическими свойствами, а их массы различаются не более, чем на 1.2%.

В конце 1950-х годов советским ученым удалось создать, по сей день сохраняю-щую свою уникальность, наименее энергоемкую - центробежную технологию разделения изотопов урана.

Суть данного процесса состоит в получении из природного урана, смеси  гексоф-торидов его изотопов. При температуре около  55 ;С  эти вещества испаряются  и могут быть разделены на специальных газовых центрифугах.

Коррозийная агрессивность гексофторида урана, усложняет, связанные с ним, тех-нологичекие процессы. Одной из нетривиальных технологических проблем был выбор подходящего материала для всевозможных уплотнителей. Подобным материалом оказался политетрафторэтилен, больше известный как тефлон.

Поскольку, молекулярные массы гексофторидов   урана – 235 и урана – 238 отли-чаются не более, чем на 0.9%, их разделение требует создания колоссальных  перегрузок.

Таким образом, скорость вращения барабанов  газовых центрифуг должна ради-кально превосходить аналогичный показатель частей когда-либо созданных механизмов, включая гироскопы.

Более того, было  необходимо решить сложнейшую проблему минимизации турбу-лентности, т.е., недопущения образования в барабанах газовых  центрифуг вихрей, пере-мешивающих продукты разделения. Основная сложность решения данной проблемы со-стоит в том, что, в силу своей хаотической природы, сопровождающиеся возникновением турбулентности, аэродинамические процессы, по сей день во многом не могут быть мате-матически смоделированы, и, таким образом, требуют трудоемкого экспериментального изучения.

В силу данных причин, создание газовых центрифуг требовало сложнейших теоре-тических и экспериментальных разработок, абсолютно новых  инженерных решений, уникальных материалов и технологий их обработки.

Более того, внедрение центробежной технологии обогащения урана подразумевает  использование тысяч газовых  центрифуг, и,   стало быть, требует налаживания  их серийного производства.

Наша страна является безусловным мировым лидером в проектировании, производстве и эксплуатации газовых центрифуг.

По сравнению с использованной в США и в СССР на этапе создания первых образ-цов ядерного оружия,  газодиффузионной, центробежная технология менее энергозатратна и, таким образом, позволяет минимизировать себестоимость ядерного топлива, тем самым, повышая  его конкурентноспособность.

Отечественные газовые центрифуги показали свою беспримерную надежность. Их барабаны вращаются с частотой в тридцать раз превышающей данный показатель для обычных трехфазных электродвигателей, а сроки их  непрерывной эксплуатации измеряются десятилетиями!

о многом, благодаря использованию центробежной технологии обогащения ура-на, невзирая на беспрецедентное политическое и экономическое давление, сегодня гос-корпорация РОСАТОМ удерживает около 17% мирового рынка ядерного топлива.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Как было отмечено выше, одним из основных лейтмотивов зарождения ядерной энергетики являлась ограниченность разведанных запасов органического топлива. Сего-дня возможность использования воды в качестве теплоносителя делает АЭС с ядерными реакторами  на тепловых нейтронах наиболее простыми  и рентабельными.

Основной проблемой расширения  использования подобных  реакторов является то, что ядерным топливом для них может быть уран-235, либо плутоний-239.  Природный уран на 99.3% состоит из изотопа с атомной массой – 238 и только 0.7%  в нем  составляет  изотоп с атомной массой – 235. Таким образом, получение из природного урана ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах крайне неэффективно и, по большому сче-ту, является откровенным расточительством по отношению к природным ресурсам.

При сохранении нынешних темпов развития  ядерной энергетики, существенное повышение мировых цен  на ядерное топливо – вопрос ближайших десятилетий, а в течение ближайшего века разведанные запасы природного урана будут полностью исчерпаны.

Более того, отработанное  топливо ядерных реакторов на тепловых нейтронах со-ставляет существенную часть ядерных отходов, накопление которых, по сути, остается нерешенной проблемой.

Кроме этого, необходимость использования толстых слоев  замедлителей обуслав-ливает существенные габариты ядерных  реакторов на тепловых  нейтронах. Это,  в свою очередь, кардинально  ограничивает круг  их возможного применения.

Одним из перспективных направлений развития ядерной энергетики является вне-
дрение ядерных реакторов на быстрых нейтронах. В энергетических установках данного типа воздействие, образующегося,  при делении ядер атомов урана-235, потока нейтронов обуславливает, сопровождающееся большим энерговыделением, опосредованное  пре-вращение урана – 238 в  плутоний - 239, который, как было отмечено выше,  может слу-жить ядерным  топливом для реакторов на тепловых нейтронах.

Более того, нарабатываемый в гражданских ядерных реакторах на быстрых ней-тронах, плутоний-239 содержит, практически неотделимую современными технологиями, существенную примесь плутония – 240, что делает его крайне -  неустойчивым и, таким образом, непригодным для использования в военных целях.

Выдающийся вклад в проектирование отечественных ядерных реакторов на быст-рых нейтронах внес академик  Александр Ильич Лейпунский  (1903-1972). Ему принадле-жит программа развития данного направления ядерной энергетики, а также, ряд экспери-ментальных работ, впоследствии  позволивших  создать ядерные энергетические установ-ки  военного и гражданского назначения.

Первой в мире ядерной энергетической установкой на быстрых нейтронах стал, за-пущенный в 1946 году в лаборатории Лос-Аламоса, экспериментальный ядерный реактор Clementine.
 
В 1955 г. в лаборатории «В»  был запущен первый в нашей стране эксперимен-тальный реактор на быстрых нейтронах малой мощности  БР-1, а четыремя годами позже  рядом вступил в работу более мощный - пятимегаваттный ядерный реактор БР-5. Эксплуатация этого реактора позволила получить уникальные сведенья по технологии радио-активного натрия, по физике реактора, а также по стойкости различных конструкционных и топливных материалов.

Для физического моделирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ было создано два быстрых физических стенда (БФС).

Корпус, введенного в эксплуатацию в 1961 году, стенда БФС-1  представляет собой вертикальный стальной бак диаметром 2 и высотой 2.2 м., содержащий около  1 500 стальных или алюминиевых трубок диаметром 50 мм.  В эти  трубки загружаются таблетки топливных, конструкционных материалов, или   теплоносителя в том порядке, количестве и пропорциях, в которых они входят в состав активных зон моделируемых ядерных реакторов.
 

В качестве ядерного топлива на БФС-1 могут использоваться плутоний, уран, или его диоксид.
На БФС;1 изучались модели активных зон исследовательских  ядерных реакторов ИБР;2 и БОР;60, впоследствии установленных в Дубне и в Димитровграде, соответствен-но. Были выполнены исследования для  обоснования безопасной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым теплоносителем.

Введенный в эксплуатацию в 1969 году и остающейся крупнейшем в мире, стенд БФС;2, также представляет собой цилиндрический бак. При диаметре -  5 и высоте 3 м, он содержит около 10 тыс. трубок  (топливных каналов).
На данном стенде проводилось полномасштабное моделирование активных зон перспективных ядерных реакторов нового поколения типа БН;800.

В 1960-1964 гг. в ФЭИ были разработаны эскизный и два технических проекта пер-вого в мире – трехсотпятидесятимегаваттного промышленного ядерного реактора БН - 350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. 16 июля  1973 года на Мангышлакском энергокомбинате  единственный реактор  данного типа был введен в строй.

С 1963 г. в ФЭИ велось проектирование более мощного – шестисотмегаваттного ядерного реактора на быстрых нейтронах БН-600. Данным реактором был оснащен, введенный  в эксплуатацию в феврале 1980 года, третий блок Белоярской АЭС. 31 октября 2016 года вступил в строй, оснащенный более мощным – восемьсотмагаваттным  ядерным  реактором – БН - 800,  четвертый блок той же электростанции.

В настоящее время в Физико – энергетическом институте введутся разработки пер-спективных  ядерных реакторов на быстрых нейтронах: БН-1200 и БН-1800.

Не взирая на всю перспективность применения реакторов на быстрых нейтронах, данное направление ядерной энергетики подвергается вполне обоснованной критике.

Ввиду того, что вода является хорошим замедлителем нейтронов и не обеспечивает эффективного отвода выделяющейся энергии,  ее использование в качестве теплоносителя в реакторах  на быстрых нейтронах невозможно. Одним из наилучших теплоносителей  для данных реакторов зарекомендовал себя расплавленный натрий.

При множестве неоспоримых преимуществ данного теплоносителя, его использо-вание связанно с двумя существенными проблемами:

Во-первых, обладая температурой кипения в 883;С, натрий  непригоден для непо-средственного использования в паровых турбинах. Следовательно, возникает необходимость использования воды в качестве теплоносителя второго контура. Это, в свою очередь, создает серьезные риски образования взрывоопасной водородно –кислородной смеси, в случае разгемерметизации теплообменника между первым и вторым контурами.

 Также, в случае застывания и, как следствие, объемного расширения натрия в ак-тивной зоне, возможно серьезное повреждение ядерного  реактора.

Использование, нарабатываемого в ядерных реакторах, плутония – 239 требует его выделения из отработанного ядерного топлива. Это – сложный,  многоэтапный радиохимический процесс. Более того, плутоний – не только радиоактивное, но и крайне ядовитое  вещество. Его токсичность, примерно, в 800 раз превышает аналогичный показатель для пресловутого цианида  калия. Таким образом, ввиду необходимости обеспечения высоко-го уровня радиационной и химической безопасности, выделение  данного изотопа стано-вится крайне – сложным и затратным.

25 декабря 1958 г. в лаборатории «В» был осуществлен физический пуск первого в мире ядерного  реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем.

К преимуществам этого теплоносителя относятся: его химическая инертность, ма-лый  коэффициент температурного расширения, низкая температура плавления (160- 180;С),  ничтожно - малое изменение объема, при переходах между жидким и твердым фазовыми состояниями.

Таким образом, использование свинцово-висмутого теплоносителя исключает воз-можность пожара и взрыва, в случае разгерметизации теплообменника между  первым и вторым контурами, а также допускает многократное застывание и последующее плавле-ние теплоносителя в активной зоне ядерного реактора.

На 2029 год в Северске Томской области намечен ввод в эксплуатацию первого в мире  промышленного ядерного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свин-цовым теплоносителем.

По мнению проектировщиков, отличительной особенностью данного  ядерного ре-актора является концепция естественной безопасности, состоящая в отказе от любых, потенциально опасных технических решений.
Не взирая на очевидную привлекательность декларируемых преимуществ, данный проект подвергается небезосновательной критике.

Реализация комплекса, обеспечивающих естественную безопасность, инженерных решений существенно повышает стоимость данного реактора, тем самым, снижая его конкурентноспособность.

В качестве ядерного топлива для реакторов БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200 предполага-ется впервые в мире использовать смешанное нитридное уран – плутониевое -СНУП-топливо.

К преимуществам такого топлива относится его высокие плотность, теплоемкость и теплопроводность.
 
При этом, чрезвычайная чувствительность СНУП - топлива к окислению обуслав-ливает  необходимость его производства в атмосфере инертных газов, а его крайне – высокая радиоактивность требует полной автоматизации всех  производственных процессов.
 
Многие свойства СНУП – топлива на данный момент  недостаточно исследованы. В  частности, не существует экспериментально обоснованных оценок увеличения объема (радиационного разбухания) данного топлива, при штатной эксплуатации, а также, в случае различных аварийных ситуаций.

 Также, не полностью изучено поведение СНУП - топлива в аварийных ситуациях, в
частности, в случае   потери теплоносителя.

Химическое высвобождение азота из СНУП - топлива может повлечь образование в тепловых каналах ядерного реактора азида свинца, являющегося,  детонирующем от механического воздействия, взрывчатым  веществом.
Не полностью разработаны технологии использования свинца в качестве теплоно-сителя и проблемы его совместимости с различными конструкционными материалами.

Высокотемпературные  газоохлаждаемые ядерные реакторы.

Сегодня совершенствование тепловых машин, в том числе, ядерных энергетиче-ских установок сводится к повышению их эффективности. В силу законов термодинами-ки, это требует повышения температуры рабочего тела.

Температура активной зоны распространенных ядерных реакторов не превышает 700;С, а коэффициент полезного действия составляет 30-35%.
Повышение температуры активной зоны до 1300 – 1700  ;С  позволяет увеличить эффективность ядерных энергетических установок и существенно расширить круг их возможных применений.

Повышение температуры активной зоны ядерных реакторов порождает  проблему теплоотвода. Ввиду сложных теплофизических эффектов, в частности, из-за возможного возникновения кавитации и кризисов теплообмена, использование жидких теплоносителей, в данном случае, нецелесообразно. На эту роль лучше всего подходит гелий. Также, прорабатывались возможности использования в качестве теплоносителя углекислого газа и азота. 

Первые – экспериментальные высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные реакторы (ВТГР) создавались в середине прошлого века в Европе и в США. К 1990 году, в основном,  в силу технических и экономических  причин, изыскания в данном направлении были практически свернуты.

Новый всплеск интереса к высокотемпературным  газоохлаждаемым ядерным пришелся на начало этого века, и во многом был обусловлен экономическими соображениями, а также появлением новых технологий и   жаропрочных материалов.
Ставший одним из современных трендов, переход на водородную энергетику обре-тает смысл лишь, при наличии экологически чистых технологий получения данного топ-лива. Одна  из таких технологий основана на непосредственном  использовании тепловой энергии высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов.

Использование высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов позво-лило создать эффективные авиационные двигатели для крылатых  ракет, тем самым, фак-тически устранив ограничения на длительность и дальность их полета.
 
Наиболее эффективной компоновкой ядерного  топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов является его помещение в миниатюрные капсулы из карбида кремния, температура плавления которого составляет 2730;С.
 
Капсулы такого топлива обладают высокой механической  прочностью и остаются герметичными как в процессе штатной  эксплуатации ядерного реактора, так и в случае возможных аварийных ситуаций.

Высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные  реакторы имеют отрицательный коэффициент реактивности. Цепная реакция деления поддерживается в них исключи-тельно за счет использования внешних источников нейтронов. Это исключает возмож-ность аварий, обуславливаемых неконтролируемым ростом мощности.
Как правило, используемый в качестве теплоносителя, гелий в процессе эксплуата-ции высокотемпературного газоохлаждаемого  ядерного реактора остается слаборадиоактивным, и, в случае утечки,    не представляет какой-либо  опасности.

Коэффициент полезного действия энергоблока с высокотемпературным газоохлаж-даемым ядерным реактором может достигать 40-45%,  что является высоким показателем для атомных электростанций.

Одно из главных преимуществ высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов состоит том, что для них практически не требуется воды. Это позволяет экс-плуатировать их  не только в окрестностях крупных водоемов, но и в  непосредственной близости от центров потребления электроэнергии.

Отработанное ядерное  топливо высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов надежно изолированно от окружающей среды, и готово к безопасному захоронению.
Мировое лидерство в развитии  высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов принадлежит Китаю.

В 2021 году в китайском уезде Женцуэн была введена в эксплуатацию первая в ми-ре АЭС с двумя стомегаваттными  высокотемпературными газоохлаждаемыми реактора-ми.
Сегодня в Китае разрабатываются проекты замены угольных котлов действующих ТЭЦ высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными  реакторами.
 
В настоящее время разработки высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов ведутся в США и в Канаде.

В нашей стране  подобные работы ведутся в Опытном конструкторском бюро ма-шиностроения им. Африкантова, а Высокотехнологический исследовательский институт неогранических материалов ведет разработку отечественного  микросферического топлива.

Ториевая энергетика.

Одним из перспективных направлений развития ядерной энергетики видится пере-ход с урана и плутония на торий. Это обусловлено тем, что, составляющий около 4 млн. тонн., мировой объем разведанных запасов  тория в четыре раза превосходят аналогичный показатель для природного урана.

В самом тории цепная ядерная реакция деления невозможна. Под действием внеш-него потока нейтронов, торий – 232 превращается в уран – 233, который, в свою очередь, может вступать в цепную реакцию деления. Однако, продукты данной реакции обладают чрезвычайно – высокой гамма – активностью, что радикально усложняет технологические  процессы и, тем самым, серьезно препятствует развитию данного направления ядерной энергетики.

Наибольшее внимание развитию ториевой энергетики уделяется в Бразилии, Индии и в Китае.

В качестве наиболее перспективных рассматриваются ядерные реакторы на рас-плавленном фториде тория. Подобно высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам, данные энергетические установки обладают отрицательным коэффициентом реактивности и, поэтому, считаются относительно  безопасными.

Термоядерная энергетика.

Механизм реакции термоядерного синтеза, состоящей в слиянии нескольких лег-ких   атомных ядер в одно - более тяжелое атомное ядро был объяснен в начале прошлого века.

Ввиду того, что все атомные  ядра имеют одноименный - положительный заряд, между ними действуют отталкивающие электростатические силы. Полная работа дан-ных сил называется кулоновским барьером.

Таким образом, необходимым условием  слияния  сталкивающихся атомных ядер является обладание, превышающей кулоновский барьер,  кинетической энергией. Это возможно, при температурах  в десятки миллионов градусов Цельсия и при давлениях в триллионы Паскаль.

В 1920 году британский астрофизик А. Эддингтон (1872-1944) высказал гипотезу о том, что источником, излучаемой звездами,  энергии являются процессы термоядерного синтеза.

В 1937 г. американскому физику Г. Бете (1906-2005), при помощи спектрального анализа,  удалось, обнаружив на Солнце водород и гелий, доказать протекание там процесса термоядерного синтеза.

Механизмом инициирования термоядерного синтеза в звездах считают гравитаци-онное сжатие. Теоретически показано, что подобный механизм может запустить
термоядерный синтез в облаке водорода, масса которого превышает 20% массы Солнца.

Впервые на Земле термоядерный синтез был осуществлен 1 ноября 1952 года во время испытания пятнадцатимегатонного  американского термоядерного взрывного уст-ройства Ive Mike.

Для мирного использования термоядерного синтеза необходимо решить проблемы инициации данного процесса  и удержания раскаленной плазмы.

В боеприпасах термоядерный синтез инициируется при помощи взрыва  ядерного заряда. В мирных установках для этого используются мощные импульсные  лазеры.
Ввиду сверхвысокой температуры, плазма, в которой проходит термоядерный син-тез не может удерживаться  стенками из какого-либо твердого материала.

В конце 1940-х годов британские физики Джордж Томпсон (1872-1975) и Мозес Блэкмэн (1908-1987), а также их советские коллеги О. А. Лавреньтьев (1926-2011), А. Д. Сахаров (1921-1989) и И. Е. Тамм (1895-1971) предложили удерживать раскаленную  плазму электромагнитным полем, для чего осуществлять  управляемый термоядерный  синтез в тороидальных камерах с магнитными катушками (ТОКАМАК).

Основная трудность в реализации данной концепции состоит в невозможности удержания неустойчивой  сверхподжвижной раскаленной плазмы в стационарном маг-нитном поле.

Первый в мире  токамак был построен в СССР в 1954 году, но достигнуть на нем, необходимых для инициации термоядерного синтеза, физических условий не удалось.
В 1968 году на советском токамаке T-3 была достигнута электронная температура плазмы 1 КэВ (что соответствует 11,6 млн °C). Это позволило впервые в мире инициировать процесс термоядерного синтеза не в боеприпасе, а в лабораторной установке.
 
Одним, из заметных в отечественной  науке, событий последних лет стала глубокая модернизация, находящегося в курчатовском институте, токамака Т-15.

Продолжительность, осуществляемых на данной установке, непрерывных термоядерных процессов воз-росла почти до двух  секунд.
В декабре 2021 года на китайском токамаке EAST был успешно  проведен экспе-римент с поддержанием непрерывного процесса  термоядерного синтеза в течении 17 минут, 36 секунд!

В 1985 г. академик Евгений Велихов от имени СССР предложил ученым Европы, США и Японии совместно создать международный экспериментальный термоядерный реактор.

Соглашение о реализации данного проекта было достигнуто в 1986 г. Местом воз-ведения реактора стали окрестности города Кадараш на юге Франции.
Отечественным специалистам поручено создание 25 уникальных систем будущей установки.

 Невзирая на санкции, наша страна в полном объеме выполняет свои обязатель-ства в рамках данного проекта.

В 1935 году Юджин  Вигнер (1902 -1952) и Хиллард Хантингтон (1910 – 1992)  предсказали, что при низкой температуре, а также, при высоком давлении, водород может в металлическое состояние.

В 1975 году в институте физики высоких давлений АН СССР под руководством академика Л. Ф. Верещагина (1909-1977) впервые в мире был получен металлический водород.
 
В 2018 году американскими физиками  был впервые в мире получен  металлический дейтерий.

С 1970-х годов бытует гипотеза о возможном протекании процессов  холодного термоядерного синтеза в металлическом дейтерии. Впрочем, множество, предпринятых в лучших физических  лабораториях мира, попыток ее экспериментального подтверждения до сих пор увенчались успехом.

Малые ядерные энергетические установки.
Согласно классификации МАГАТЭ, ядерные  энергетические установки, мощность которых не превосходит 300 МВт.,   считаются малыми.

С 1950-х годов в нашей стране и в США  разрабатываются различные проекты ис-пользования малых ядерных реакторов для военных и мирных целей.

7 июня 1961 года Физико-энергетический институт передал в эксплуатацию опыт-ный образец транспортабельной атомной электростанции (ТЭС-3), электрической мощ-ностью 1.5 МВт.  Данная электростанция монтировалась на четырех модифицированных шасси тяжелого танка Т-10, каждое из которых дополнялось несколькими  катками и снаб-жалось дизельным двигателем мощностью 750 л.с.
Опытный образец ТЭС-3 не пошел в серийное производство, но в течение восьми лет успешно использовался для энергоснабжения удаленных  объектов инфраструктуры  Министерства обороны.

В 1973 году в Институте ядерной энергетики Белорусской Академии наук под ру-ководством академика  А. К. Красина (1911 – 1981) началась разработка новой передвиж-ной атомной электростанции - Памир-630Д мощностью  0.63 МВт. Габариты ее модулей допускали возможность транспортировки железнодорожным и авиационным транспортом.

 В 1985 году два опытных образца данных установок были готовы к испытаниям. 24 ноября того же года  установка Памир-630Д выработала первую электроэнергию.
Установка Памир-630Д представляла собой комплекс из двух полуприцепов, для которых был разработан специальный тягач МАЗ- 7960. Использование в качестве тепло-носителя, обладающего высокой плотностью, теплопроводностью и теплоемкостью, тет-раоксида азота позволило, используя единственный контур, сделать установку относи-тельно-компактной.

При этом, тетраоксиду азота свойственны высокая коррозийиная агрессивность и токсичность. Поэтому активная зона ядерного реактора комплекса Памир-630Д  была из-готовлена с большим запасом прочности. В составе мобильной АЭС были три электронно-вычислительных машины  (ЭВМ). Одна использовалась для управления комплексом, а две других – находились в резерве.

Весьма талантливым и оригинальным решением проектировщиков был выбор гид-рида циркония в качестве замедлителя нейтронов. При неконтролируемом росте мощности ядерного реактора и при  температуре активной зоны выше 850;С, данное вещество разлагается,  и мощность ядерного реактора, естественным  образом, падает.
Передвижная АЭС Памир-630Д испытывалась в течении года. Время наработки ядерного реактора в различных нагрузочных режимах составило 3.5 тыс. часов. Запас ядерного топлива позволял обеспечить непрерывную  работу  комплекса на протяжении еще нескольких лет.

В 1960-х годах в Обнинске начались работы над ядерной энергетической установ-кой «Топаз» для энергоснабжения спутников военного назначения. Ввиду жестких требо-ваний к массе и габаритам данных устройств, единственным приемлемым для них, спосо-бом преобразования ядерной энергии в электрическую была прямая термоэмиссия.

 Для испытаний опытных образцов  установок «Топаз» в ФЭИ была построена ва-куумная камера, представляющая собой цилиндр диаметром 2.4 и высотой 9.4 м.
 В период с 1970 по 1984 годы в этой вакуумной камере  было произведено 7 испы-таний экспериментальных прототипов установок «Топаз», продолжительностью от 30-60 до 208;306 суток.

Первая ядерная энергетическая  установка «Топаз» мощностью 6.6 КВт была  вы-ведена на околоземную  орбиту 2 февраля 1987 года в составе спутника-разведчика «Кос-мос-1818» и проработала около 6 месяцев до исчерпания запасов, обеспечивающего энер-говыделение,  цезия-137.
Вторая установка «Топаз» вышла в космос 10 июля 1987 года и отработала до се-редины 1988 года.

 Географические масштабы нашей страны наделяют транспортные  проблемы осо-бой актуальностью. Являясь одной из важных транспортных артерий России, Северный морской путь зимой покрывается прочными - непроходимыми для грузовых и пассажир-ских судов, льдами.

Использование дизельных ледоколов на этой морской трассе сопряжено  с колос-сальными (порядка 100 тонн на одно судно в сутки) расходами дизельного топлива.
20 ноября 1953 года советское правительство приняло постановление о разработке
 арктического ледокола с ядерной энергетической установкой, предназначенного для про-водки транспортных судов по Северному морскому пути.

Согласно проекта, водоизмещение первого в мире атомного ледокола должно было  составлять 16 000 т., длина — 134 м., ширина — 27.6 м., осадка — 9.2 м., максимальная скорость на чистой воде — 19.5 узлов, автономность плавания — 1 год.

 Три ядерных  реактора тепловой мощностью по 90 МВт. обеспечивали ежесекунд-ное производство 100 кг. водяного пара с температурой 310;С и давлением  2.8 МПа.
Первый в мире атомный ледокол «Ленин» был заложен на лениградской верфи «Адмиралтейский завод» 27 июля 1956 года, а уже 5 декабря 1957 года был спущен на воду. В 195-1959 гг. на нем был выполнен монтаж систем и оборудования ядерной энерге-тической установки.

Постройка атомного ледокола «Ленин» была завершена 12 сентября 1959 года, а 5 декабря того же года новое судно было передано в опытную эксплуатацию Мурманскому морскому пароходству Министерства морского флота СССР.
За первые шесть лет эксплуатации атомный ледокол «Ленин» осуществил проводку по Северному морскому пути около 500 транспортных судов, преодолев при этом 90 ты-сяч морских миль.

В 1965 году в ходе технического обслуживания главных  циркуляционных насосов второго ядерного реактора ледокола произошла потеря теплоносителя (воды), повлекшая тяжелейшую аварию, состоящую в  расплавлении 60% технологических каналов.

Через год была обнаружена неустранимая  трещина в корпусе первого ядерного ре-актора  ледокола, из-за которой на судне сложилась тяжелая радиационная обстановка.

Ледокол «Ленин» был отбуксирован к ядерному полигону на Новой Земле. Отсек с аварийным ядерным реактором был покрыт стекломассой, серией направленных взрывов отделен от судна и затоплен в Кольском заливе.

После замены ядерных реакторов ледокол  «Ленин» проработал еще 19 лет, а потом был списан и поставлен в Мурманске  на вечную стоянку в статусе плавучего  музея.
Сегодня в России эксплуатируются атомные ледоколы «Ямал» и «50 лет Победы» проекта «Арктика», «Таймыр» и «Вагач» проекта «Таймыр»,  а также ледоколы проекта 22220.

После, произошедшей 26 апреля 1986 года, чернобыльской катастрофы Советский Союз отказался от проектирования и эксплуатации транспортабельных АЭС.
Первая в мире плавучая атомная электростанция  (ПАЭС) Sturgis была введена в строй в США в 1968 году и в течении  восьми лет эксплуатировалась в районе Панамского канала.

В 2007 году, ставшая преемницей советского Министерства среднего машино-строения, государственная корпорация РОСАТОМ начала постройку  первой отечественной   плавучей атомной электростанции, электрической мощностью 35 МВт.

Первая   отечественная   ПАЭС представляет собой буксируемую  баржу  длинной 140, шириной 30 метров и водоизмещением в 21 тыс. тонн.

Данная ПАЭС оснащена вместительными  складами нового и отработанного ядерного топлива, что обеспечивает возможность  ее непрерывной эксплуатации на одном месте  в течении 10-12 лет.

С 22 мая 2020 года первая российская ПАЭС «Академик Ломоносов» эксплуатируется для энергоснабжения чукотского порта Певек. В планах госкорпорации  РОСАТОМ постройка еще нескольких ПАЭС для энергоснабжения отдаленных районов   Приморья, а также  для сдачи в лизинг зарубежным партнерам.

Концепция ПАЭС подвергается существенной и вполне обоснованной критике. Наличие на подобных объектах больших запасов отработанного и, стало быть, высокора-диоактивного ядерного топлива делает их  привлекательной мишенью террористов, а так-же создает существенные риски, в случае стихийных бедствий,  или нештатных ситуаций, при буксировке.

Сегодня, наряду с плавучими, в нашей стране разрабатываются и другие концепции транспортабельных АЭС. Для них  корпорация РОСАТОМ создает водо-водяные ядерные реакторы проектов: «Елена», «Шельф-М» и «Ритм-200».

Еще одну концепцию транспортабельных АЭС предлагает Физико-энергетический институт. Суть проекта состоит в использовании реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем.
Наша страна не является монополистом в развитии малой ядерной энергетики. Собственные  разработки в данной сфере ведут Великобритания, Франция, Китай, США, и Канада.

Проблема ядерных отходов.

Побочным продуктом манипуляций с делящимися материалами являются радиоак-тивные (ядерные) отходы.

Основными  источниками ядерных отходов служат урановые рудники, производст-ва ядерного  топлива, оружейных изотопов и  радиофармацевтических препаратов, радио-логические клиники, научные лаборатории, а также промышленные предприятия, использующие источники ионизирующего излучения.

Сегодня в мире накоплено более 250 тыс. тонн высокорадиоактивных отходов.
Основной задачей,  при обращении с ядерными отходами, очевидно, является их безопасное хранение с целью  предупреждения радиационного загрязнения окружающей среды. Необходимые сроки безопасного  хранения ядерных отходов определяются периодами полураспада, содержащихся в них, нестабильных изотопов, и могут составлять от нескольких суток до сотен тысяч лет.

Несмотря на то, что человечество более века  интенсивно взаимодействует с не-стабильными изотопами, проблема безопасного хранения ядерных отходов, по большему счету, остается открытой.

Все, разработанные и  применяемые сегодня, подходы к решению данной пробле-мы весьма дороги и относительно – небезопасны.

Наибольшей проблемой является утилизация радиоактивных отходов, содержащих радиоактивные изотопы, периоды полураспада которых сопоставимы с возрастом человеческой цивилизации.

Наименее затратным и, при этом, перспективным до недавнего времени казалось помещение радиоактивных отходов в неподверженные коррозии, герметичные контейне-ры и их последующее  захоронение на океанском дне.
Очевидный недостаток этого метода утилизации заключается в том, что подобные могильники ядерных отходов  должны находиться на значительных глубинах, вдалеке от побережий. В этом случае, устранение последствий возможной разгерметизации контей-неров с радиоактивными отходами становится непростой технической задачей.

Также, подобные могильники ядерных отходов  необходимо постоянно  охранять от возможных покушений со стороны  террористов.

В научном сообществе уже не одно десятилетие обсуждается идея отправки  ядер-ных отходов в космос. Это позволяет снять проблему их длительного хранения.
Однако, существуют  относительно-немалые ( по некоторым оценкам, составляю-щие 1-2%) риски серьезного  радиационного загрязнения окружающей среды, в случае аварии ракеты - носителя.

Подобно тому, как в июле 1945 года, некоторые ученые опасались того, что первый в истории человечества, ядерный взрыв может, инициировав цепную реакцию окисления азота,  воспламенить земную атмосферу, представители современной науки не в силах достоверно предсказать возможные последствия попадания на Солнце земных ядерных отходов.

Третья идея заключается в вывозе ядерных отходов на удаленные, необитаемые острова.

Главные проблемы реализации данной идеи состоят в том, что подобные ядерные могильники могут быть созданы  только в твердых геологических породах и должны быть расположены вдалеке от густонаселенных районов. Участков суши, отвечающих подобным требованиям, крайне мало. Кроме того, обеспечение  постоянной  охраны таких могильников представляет собой непростую правовую, политическую и экономическую проблему.

Еще один  - возможно, наименее затратный вариант предусматривает строительство могильников ядерных отходов во льдах Антарктиды, или Гренландии.
Основная проблема реализации данной идеи состоит в невозможности сколь – либо достоверного прогнозирования долгосрочных  климатических тенденций и их  влияния на состояние приполярных льдов.

Наиболее перспективным выглядит строительство подземных хранилищ ядерных отходов  в скальных породах.

Один из подобных объектов возведен вблизи АЭС в шведском Ошмарке.
Наша страна является мировым лидером в развитии технологий переработки ядер-ных отходов, в том числе, отработанного топлива атомных электростанции.

Сжижение, выпаривание, сжигание, стеклование, цементирование – вот не полный перечень,  разработанных  и освоенных в нашей стране, технологий позволяющих, радикально уменьшая объем неперерабатываемых ядерных  отходов, готовить их к безопасному захоронению.
 
На  радиохимических комбинатах Озерска и Железногорска осваивается производ-ство, содержащего плутоний, мультиоксидного – mox-  топлива для АЭС, что позволяет решать проблемы рационального использования  излишнего оружейного плутония, а так-же приближаться к реализации замкнутого топливного цикла.

Альтернативная энергетика.

Эксплуатации любых технических систем неизбежно сопутствует риск возникновения различных нештатных ситуаций. При этом, инциденты на ядерных объектах пред-ставляют наибольшую опасность  для человека и окружающей среды.

Начавшаяся в июне 1948 года, эксплуатация, предназначаемого для наработки оружейного плутония, первого советского промышленного ядерного реактора А-1 сопровождалась многочисленными авариями, обусловившими массовое облучение персонала.
 
К моменту пуска Обнинской АЭС, у советских специалистов был семилетний опыт работы с различными  ядерными реакторами. Тем не менее, эксплуатация пионера ядер-ной энергетики сопровождалась множеством весьма неприятных и опасных  нештатных ситуаций.

Наибольшую опасность представляли, возникающие каждые несколько часов и приводящие к аварийным остановкам реактора, порывы коммуникаций и течи теплоносителя (воды), из-за которых реактор останавливался через каждые несколько часов. Радиолиз утекающей воды грозил образованием в активной зоне ядерного реактора водородно – кислородной гремучей смеси.

Эксплуатация Белоярской АЭС также сопровождалось крайне-опасным инциден-том. 31 декабря 1978 года избыточная снеговая нагрузка обусловила обрушение кровли машинного зала одного из энергоблоков. Разрушение маслопроводов и последовавший пожар могли повлечь, обусловленную потерей управления ядерным реактором, ядерную катастрофу.

 По открытым и, скорее всего, далеко не полным данным, в период с 1951 по 1985 годы на гражданских ядерных объектах  СССР и в США произошло 10 и 12 серьезных радиационных инцидентов, соответственно.

Впрочем, не порождая глобальных  катастрофических последствий, другими словами, не сопровождаясь полным разрушением ядерных реакторов  и, покрывающими целые континенты, выбросами радионуклидов, данные инциденты породили не оправдавшиеся  надежды на невозможность глобальных ядерных катастроф.

Произошедшая 26 апреля 1986 года, чернобыльская катастрофа, бросив радиоак-тивный след на значительную часть европейской территории СССР, а также практически на весь Старый Свет, со всей ясностью показала возможные масштабы последствий физи-ческого разрушения одного  мощного ядерного реактора.
Катастрофы в Чернобыле и в японской Фукусиме, имели серьезные политические последствия.

Закрыв в 1990 году свою последнюю АЭС, Италия стала первой в мире страной, которая  полностью отказалась от ядерной энергетики. Ее примеру собираются последовать  Бельгия, Германия, Испания, Швейцария, Нидерланды,  Швеция и Тайвань.
 
Ввиду того, что четверть производимой в Европе электроэнергии вырабатывается на АЭС, возможный отказ от ядерной энергетики требует ввода в эксплуатацию новых - экологически чистых электрогенерирующих мощностей.

 Наиболее экологичными (зелеными) являются солнечная и ветровая энергетика. С начала этого столетия мировые  генерирующие мощности ветровых электростанций прирастали  в среднем на 25% в год.

Ветроэнергетика России отсчитывает свою историю с 1920-х годов, когда в Цен-тральном  аэрогидродинамическом институте началась разработка первых отечественных ветровых электростанций для сельского хозяйства. Мощность этих установок составляла от  2.2 до 35 Квт.

В 1931 году в Курске была введена в строй первая  в мире  ветроэлектростанция с инерционным аккумулятором.
Сегодня одним  из ведущих производителей ветрогенераторов в нашей стране яв-ляется корпорация РОСАТОМ.

На 2022 год в нашей стране  действовало 1162 ветрогенератора суммарной мощно-стью 2.2 ГВт., что составляет около  0.5% отечественной выработки электроэнергии.

 По прогнозам экспертов компании British Petroleum, к 2040 году доля  ветровых и солнечных электростанций в мировом энергетическом балансе вырастет до 60%.

Развитию альтернативной энергетики существенно способствует прогресс науки и техники.  В частности, создание новых материалов и технологий позволило снизить стоимость солнечных батарей с 70  долларов до 10 центов за киловатт!  Это, в свою очередь, позволило в 65 раз снизить себестоимость солнечной электроэнергии.
Немаловажным показателем ветровой энергетики является ее энергетическая оку-паемость, т.е., соотношение мощности ветровой установки к, необходимым для ее изго-товления, энергозатратам. Современные ветровые энергоустановки, как правило, энерго-окупаются за первое полугодие эксплуатации.

Существенными и неустранимыми недостатками  солнечной и ветровой энергетики являются невозможность поддержания постоянной мощности электрогенерации, а также низкая пространственная плотность генерирующих мощностей.  Это, в свою очередь, порождает проблемы объединения (коммутации) и накопления (рекуперации), вырабатываемой отдельными установками, электроэнергии.

Применяемые сегодня,  системы рекуперации электроэнергии, по большей части, основаны на подъеме воды и последующим использовании ее потенциальной энергии.
Создание, представляющих собой масштабные железо-бетонные гидросооружения, рекуператоров требует значительных финансовых затрат. Также, рекуперация электро-энергии сопряжена со значительными энергопотерями.

Таким образом,  альтернативная энергетика, по всей видимости, будет  динамично развиваться и, замещая использование органического топлива, занимать более весомые позиции в мировом энергетическом балансе.

 При этом, ядерная энергетика может и должна развиваться. В первую очередь, в
направлении повышения безопасности и минимизации образования ядерных отходов.