СУДОСТРОЕНИЕ
ПЕРСПЕКТИВЫ СОЗДАНИЯ ПОДЗЕМНЫХ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ НА БАЗЕ КОРАБЕЛЬНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ
В. Н. Долгов, докт. техн. наук (СПМБМ «Малахит»)
Предложения о создании подземных атомных электростанций на базе корабельных энергетических установок в последние годы все чаще обсуждаются на научно-технических конференциях, появляются в периодической печати. В предлагаемой читателям статье автор представляет свою концепцию решения данной проблемы.
Анализ современного состояния атомной энергетики и комплекс проектно-исследователь-ских разработок по подземным атомным электростанциям (АЭС) позволяют сформулировать ряд положений о возможностях ее дальнейшего развития.
1. Необходимость в АЭС определяется, в первую очередь, возрастающей зависимостью традиционных источников энергии от стоимости добычи и транспортировки органических топлив, постепенным истощением их ресурсов1, необоснованностью надежд на широкомасштабное производство энергии на базе термоядерного синтеза, неконкурентоспособностью возобновляемых источников тепловой и электрической энергии, ничтожно малым влиянием АЭС на окружающую среду, которое при нормальной эксплуатации в тысячи раз меньше естественного радиационного фона.
2. Для широкомасштабного развития атомной энергетики требуется более высокий уровень безопасности, исключающий радиационно опасные аварии при любых событиях, в том числе таких, как отказы оборудования, ошибки персонала, природные и антропогенные внешние воздействия.
3. В традиционных атомных энергетических установках (АЭУ) с водяным теплоносителем в первом контуре полезно используется только 0,5% энергетического потенциала природного урана, все остальное — радиоактивные отходы. Другими словами, функционирование АЭУ сопряжено с накоплением громадного количества радиоактивных отходов, переработка и захоронение которых требует больших материальных затрат. Суммарные запасы природного урана не так уж велики. По данным МАГАТЭ, запасы дешевого природного урана, например, в России находятся на уровне 450—500 тыс. т. Ежегодная потребность в природном уране для уже действующих в России АЭС суммарной электрической мощностью 212 ГВт превышает 4000 т. При наиболее вероятном увеличении годового расхода природного урана в 2—2,5 раза запасов урана в России едва ли хватит до середины следующего столетия (при условии, что энергетическая мощность всех АЭС в 2030 г. не будет превышать 50 ГВт).
4. Особенностью ядерной энергетики России является промышленное освоение ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометалли-ческим теплоносителем (ЖМТ). В последнем поколении таких реакторов (типа БН-800) предусмотрено использование смешанного топ-
лива (мокс-топлива), состоящего на 30% из плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива легководных реакторов или боеголовок ракет, снятых с вооружения, и отвального урана обогатительных производств, т. е. отходов ядерной энергетики.
5. Замыкание по топливному циклу энергетических систем, включающих ядерные реакторы разного типа, обеспечит увеличение коэффициента полезного использования природного урана и снижение объемов долгоживущих радиоактивных отходов. Наиболее кардинально эту задачу решают системы с реакторами на быстрых нейтронах с ЖМТ.
6. Развитие АЭС на основе традиционных реакторов типа РБМК или ВВЭР, использующих только малую часть энергетического потенциала природного урана, приведет к тому, что к середине следующего столетия атомная энергетика потеряет свою конкурентоспособность. С другой стороны, по мере исчерпания запасов дешевого природного газа конкурентоспособность атомной энергетики будет увеличиваться. Временной интервал, когда АЭС будут менее эффективны по сравнению с тепловыми электростанциями на органическом топливе, может быть существенно сокращен или вообще устранен при использовании реакторов нетрадиционного типа на быстрых нейтронах, охлаждаемых ЖМТ (свинец—висмут). В таких реакторах топливом подпитки служит низ-кообогащенный или даже обедненный (отвальный) уран.
7. Существующие технологии переработки отработавшего в реакторах типа РБМК и ВВЭР ядерного топлива не исключают возможности выделения плутония и его распространения в качестве составной части для создания ядерного оружия.
8. Удельные капитальные вложения для АЭС России и США, по данным Санкт-Петербургского института «Атомэнергопроект» (СПбАЭП), лежат в пределах 1116—2330 дол. на киловатт установленной электрической мощности; удельная себестоимость одного киловатт-часа вырабатываемой ими электроэнергии составляет 3,23— 5,9 цента (табл. 1).
9. Объем производства висмута не только в России, но и во всем мире определяется не разведанными запасами в недрах земли, а уровнем его потребления.
По данным ВНИПИпромтехнологии на базе уже разведанных запасов золотовисмутовых руд в Читинской области может быть организова-
1 По данным Мирового энергетического совета (МИРЭС), запасов нефти, угля и газа при нынешнем уровне потребления хватит соответственно на 40, 250 и 60 лет («Санкт-Петербургские ведомости» от 12.03.97).
СУДОСТРОЕНИЕ
СУДОВЫЕ ЭНЕ^ГЕТ^ЧЕС^^Е УСТАНОВКИ
Таблица 1
Экономические показатели АЭС России и США
США Россия
Показатель Существующие блоки AWR-600 Одноблоч-ная АЭС с реактором AWR-600 Двухблоч-ная АЭС с реактором AWR-600 Трехблоч-ная АЭС, блоки ВВЭР-640 Одноблоч-ная АЭС, блок ВВЭР-640
Удельные капвложения, дол./кВт 2330 1700 1525 1116 1230
Удельная себестоимость [цент/(кВт-ч)]/%:
капитальная составляющая 3,9/66,1 2,8/63,6 2,6/65,0 1,84/57,0 2,27/61,5
топливная составляющая 0,6/10,2 0,5/11,4 0,5/12,5 0,72/22,3 0,72/19,5
расходы на эксплуатацию и техническое обслуживание 1,3/22,0 1,0/22,7 0,8/20,0 0,47/14,6 0,49/13,3
снятие с эксплуатации 0,1/1,7 0,1/2,2 0,1/2,5 0,06/1,8 0,07/1,9
прочие бюджетные затраты — — — 0,14/4,3 0,14/3,8
Всего: 5,9/100 4,0/100 4,0/100 3,23/100 3,69/100
но производство 2500—3000 т висмута в год при удельных капитальных затратах 150 млн дол. США на 1000 т/год. На внешнем рынке в конце 80-х годов спрос на висмут отставал от предложения. Цены на висмут в среднем составляют 10 дол./ кг.
Из сказанного выше вытекают пять основных требований, которым должны отвечать АЭС XXI века: безопасность, утилизация плутония и недопущение его распространения, топливообеспечение, переработка и захоронение радиоактивных отходов (РАО), экономическая конкурентоспособность АЭС.
Накопленный СПМБМ «Малахит» опыт в области атомного подводного кораблестроения и результаты проектно-исследовательских работ по подземным АЭС, первые из которых по темам «Арктика» и «Сибирь» приходятся на начало 80-х годов, т. е. на дочернобыльский период, дают основание отнести к энергоисточникам нового поколения подземные АЭС (рис. 1), проектирование которых должно базироваться на следующих принципах [1—4]:
1. Геологические формации, такие как каменные соли, кембрийские глины, скальные породы, при антропогенных и радиационных воздействиях являются защитным барьером, надежно изолирующим подземную АЭС от окружающей среды;
2. Архитектурное единство долговременного подземного хранилища отработавшего ядерного топлива с могильником слабо- и среднеактивных РАО, исключающее поступление на поверхность каких-либо вредных отходов и необходимость их перемещения к месту переработки или захоронения;
3. АЭС базируются на использовании освоенных корабельных ядерных технологий, опыта эксплуатации ядерных реакторов на быстрых нейтронах и передовых технологий возведения подземных тоннелей большого сечения;
4. В качестве теплоносителя АЭУ для АЭС нового поколения используют ЖМТ — эвтектический сплав свинец— висмут;
5. Моноблочная (интегральная) компоновка оборудования АЭУ и страховочный корпус, исключающие потерю теплоносителя и выход в окружающую среду радиоактивных веществ даже в случае разгерметизации корпуса ядерного реактора.
Реализация концепции подземных АЭС позволит создать предельно безопасный и экономически эффективный источник тепловой и электрической энергии, сделает АЭС неуязвимой при отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях, таких как цунами, диверсионные взрывы, падение космических тел и летательных аппаратов.
Подземная АЭС представляет собой комплекс расположенных в подземном пространстве инженерных сооружений, осуществляющих основной технологический процесс, который связан с
Рис. 1. Возможная компоновка подземной
АЭС на базе корабельной технологии с реактором, охлаждаемым жидкоме-таллическим теплоносителем:
1 — комплекс вспомогательных сооружений на поверхности земли, обеспечивающих функционирование АЭС и не связанных с радиоактивностью;
2 — вентиляционная труба; 3 — шахты подвода и отвода охлаждающей воды; 4 — шахты прокладки электрокабелей; 5 — вентиляционный центр, фильтровальная установка «грязного» воздуха; 6 — блок сбора и переработки твердых РАО; 7 — сухое хранилище отработавшего топлива и могильник РАО; 8 — переходные и транспортные тоннели; 9 — энергетические блоки; 10 — шахты с грузовыми и пассажирскими лифтами; 11 — грузопассажирские лифты и санпропускники
радиоактивностью, и комплекс вспомогательных сооружений на поверхности земли, обеспечивающих функционирование АЭС и не связанных с радиоактивностью.
Проектные разработки, выполненные СПМБМ «Малахит» с участием специализированных предприятий — Физико-энергетического института, ОКБ «Гидропресс», Всероссийского проектного и научно-исследовательского института комплексной энергетической технологии, Ленметрогипротранса, СПбАЭП и Ленинградского металлического завода — показали, что в подземном зале, аналогичном станции типа «Спортивная» Санкт-Петербургского метрополитена, может быть размещен энергетический модуль АЭС электрической мощностью 220 МВт (рис. 2). Подземная АЭС в зависимости от потребности в тепловой или электрической энергии может иметь любое число энергетических модулей, каждый из которых состоит из реакторной и турбогенераторной установок мощностью от 50 до 220 МВт. В состав реакторной установки АЭС входят традиционные системы: первый контур (ЖМТ свинец—висмут) и связанные с ним всп
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.