Чтобы понимать, почему атомная энергетика развивалась именно так, как она развивалась, надо отойти от описания хронологии событий и рассказать об основных типах ядерных энергетических реакторов.
Принцип работы любой тепловой электростанции, в том числе и атомной, прост: энергоноситель нагревает воду, она превращается в пар, который попадает на турбину. Турбина вращает ротор, в цепи появляется электрический ток.
Хотя во время работы реактора АЭС производит мизерное количество отходов — тут нет ни парниковых газов, ни огромных объемов золы, нет постоянного потока подвозящего топливо транспорта — но последствия аварий на АЭС могут быть очень тяжелыми, что накладывает особые требования к безопасности не только при управлении реакцией, но и при транспортировке топлива и отходов ядерной реакции, отработавшего топлива.
Создание атомных реакторов потребовало разработки сложнейшей автоматики управления, сверхтщательного просчета аварийных ситуаций и их последствий, планирования логистики топлива и производимой энергии. Неудивительно, что поддержание собственной ядерноэнергетической отрасли доступно только странам, обладающим финансами, мощным промышленным и научным потенциалом.
Топливо
Процесс получения урана начинается с извлечения из-под земли. Методы добычи и обработки практически уникальны для каждого отдельного месторождения и зависят от глубины залегания руды, ее химического состава, размеров залежей, состояния почвы, топологии и других факторов. Два самых распространенных способа – это добыча породы и подземное выщелачивание.
![Урановая руда [26]](https://avatars.dzeninfra.ru/get-zen_doc/3531468/pub_5f2ea3466204c24f188aa471_5f2ea37de546a33943895591/scale_1200)
Шахты и карьеры
Первый — это выработка в шахтах и карьерах. Урановая руда добывается из пород земли, дробится и отправляется на переработку. Для того, чтобы отделить уран от пустой породы, руда выщелачивается. Обычно для этого используется серная кислота (H2S04), из-за дешевизны и простоты метода. Однако, это не всегда возможно: четырехвалентные соединения урана практически не реагируют с кислотами. Для руд с высоким содержанием таких соединений приходится использовать иные окислители: двуокись марганца (MnO2) или хлорат натрия (NaClO3).
![Подземное выщелачивание[24]](https://avatars.dzeninfra.ru/get-zen_doc/1595998/pub_5f2ea3466204c24f188aa471_5f2ea37d0eb24c2ee4e1715f/scale_1200)
Подземное выщелачивание
Второй тип добычи — подземное выщелачивание.
В целом, основная разница в технологическом процессе состоит в том, что серная кислота подаётся под давлением в пласт земли, а выкачивается оттуда уже раствор солей урана. Особенно хорош этот способ для добычи на больших глубинах, куда дорого, а зачастую и технически сложно рыть шахту. Серьёзный недостаток подземного выщелачивания — процент извлечения урана значительно меньше, чем можно получить путем переработки руды. Часть урана остается под землей.
Таким методом добычи пользуются на Южном Урале.
Независимо от метода получения, далее уран требуется осадить из полученного раствора и очистить от нежелательных элементов, в том числе и тормозящих цепную реакцию (бора, кадмия и других). Этим занимаются горно-химические комбинаты.
В поисках изотопа
После первого этапа — получения урановых соединений — появляется следующая задача: увеличить концентрацию урана-235 до необходимого для поддержания цепной реакции деления. Эти значения разные, в зависимости от требований реактора (канадские CANDU, например, работают на природном уране, не нужно его обогащать).
Для разделения изотопов использовались различные технологии. Для проекта «Манхэттен» применяли электромагнитные установки. Однако, эта технология плохо себя показала и отошла на задний план[19].
В США лидирующим стал метод газодиффузионного разделения. Данная технология подразумевает прокачку через каскад пористых перегородок газообразного гексафторида урана (UF6) — соединения, испаряющегося при температуре выше 56̊ [20]. Эта технология довольно громоздкая и энергоемкая.
В СССР был в строжайшей секретности реализован метод центрифужного разделения гексафторида урана[8;19]. Центробежная сила, действующая на молекулы, зависит от массы, что позволяет отсортировать более тяжелые молекулы, содержащие изотоп с атомной массой 238, от более легких, содержащих уран-235.
Газообразный гексафторид урана направляется по каскадам центрифуг, каждая из которых отсортировывает часть молекул. И чем больше каскад (количество разовых циклов разделения изотопов), тем выше итоговая концентрация урана-235. И тем дороже производство.
При этом очень важно, что разделение меньше зависит от относительной разницы масс изотопов, и больше от абсолютной (см. Рисунок 9).
За счет этого требуется гораздо меньше энергии и пространств для обработки того же количества урана, чем в газодиффузионном методе. Промышленное разделение изотопов – чрезвычайно затратная процедура. Настолько затратная, что сложность ее реализации позиционируется как сдерживающий фактор распространения ядерного оружия[19].
СССР был крупнейшим в мире производителем урана: в восьмидесятые годы горная промышленность СССР добывала до 16 тыс. т. урана в год.
Большая часть добывалась в Южном Казахстане и и в Забайкалье, на Стрельцовском урановом месторождении. На последнем и сейчас добывается около 3/4 урана в России. На месте добычи в 1968 году было создано геологопоселение, позднее превратившееся в город Краснокаменск. С этого момента начинает свою историю градообразующее предприятие: Приаргунское производственное горно-химическое объединение (ППГХО), входящее сейчас в состав концерна Атомредметзолото.
Перед тем, как упаковать топливо в реактор, необходимо выбрать обеспечить наименьшую коррозийность конструкций.
Более того, уран и плутоний – металлы. В чистом виде они обладают значительной и специфической химической активностью и не пригодны для применения в тяжелых (температура, давление) условиях активной 35 зоны. Но нестабильный элемент остается таковым в любом соединении, что позволяет достаточно гибко решать задачи исключения химического взаимодействия топлива, теплоносителя и материалов реактора и турбины. Отдельная сложность состоит в постоянном возникновении в процессе «горения» ядерного топлива элементов с отличными от исходных химическими свойствами: барий, стронций, рубидий, ксенон, йод и другие. Химические взаимодействия этих элементов также нежелательны.
Наиболее удобными с этой позиции оказались оксиды радиоактивных металлов. Исходно достаточно инертные, они остаются достаточно безопасными даже при ядерных переходах элементов в их составе. Сейчас рассматриваются и другие варианты, но в промежутке времени, который мы рассматриваем, они существенного значения не имеют.
Изначально использовалась двуокись урана (UO2), в настоящее время происходит переход на MOX-топливо, содержащее оксиды различных радиоактивных элементов. Главная идея МОХ-топлива – вовлечение в топливный цикл оружейного плутония.
Топливный цикл. Конец или новое начало?
Топливная составляющая атомной энергетики не заканчивается на добыче и переработке урана. Загруженное в реактор топливо по мере работы меняет свой состав, меняет свои нейтронно-физические характеристики, становится намного менее «предсказуемым», чем исходная смесь изотопов урана. Такое топливо требуется извлечь из реактора и заменить на свежее. Таким образом, в реакторах на тепловых нейтронах «выжигается» не весь объем и спектр делящегося материала и куда он дальше пойдет – вопрос не менее интересный, чем любой другой этап производства атомной энергии.
После выработки ресурса в реакторе у топлива есть два пути. Так называемые открытый (ОЯТЦ) и закрытый (ЗЯТЦ) ядерные топливные циклы. В первом случае судьба отработанного ядерного топлива (ОЯТ) – оказаться в подземном хранилище. Во втором оно отправится на переработку.
Споры о том, какой вариант разумнее, ведутся постоянно. Но, в целом, направления работы основные игроки атомной отрасли уже выбрали. В США и Канаде выбран в качестве национального подхода ОЯТЦ. С этим связана большая проблема: существенная часть топлива скапливается на временной передержке. Так или иначе захоронение ОЯТ – дело довольно затратное и технически сложно реализуемое.
В СССР ставка была на двухкомпонентный ЗЯТЦ. Его основа – использование двух типов реакторов: более распространенных и простых реакторов на тепловых нейтронах и сложных, но малочисленных – на быстрых нейтронах. В концепции ЗЯТЦ на «быстрых» энергетических реакторах должен нарабатываться плутоний, который после химической переработки превращался бы в топливо для «медленных» реакторов.
При этом, энергия производится на реакторах обоих типов.
ЗЯТЦ имеет два основных плюса. Первый – «окончательное» решение топливной проблемы на обозримое будущее при любых уровнях энергопотребления. Второй – экологичность. Быстрые реакторы «выжигают» некоторый опасные продукты деления, оставшиеся после тепловых реакторов, в результате чего требуется захоранивать существенно меньшие объемы радиоактивных отходов. Это способствует поддержанию естественного баланса радиоактивности. Помимо прочего, обратно в цикл вовлекается не использованный ранее уран (который в реакторах на тепловых нейтронах не сгорает полностью).
ЗЯТЦ требует высоких уровней развития химической промышленности для переработки ОЯТ. Получится ли процесс переработки сделать экономически целесообразным, увидит уже наше поколение.
РЕАКТОРЫ
Рассмотрим основные принципы классификации реакторов. Их три.
1) По назначению. Энергетические, транспортные, оружейные, исследовательские… Часто могут совмещаться несколько областей применения.
2) По типу конструкции реакторы можно поделить на канальные и корпусные.
3) Ну и наконец, по физике, конкретнее — по скорости используемых нейтронов. Это определяет многие конструктивные особенности и доступную область применения реактора.
Для начала, остановимся на последнем, самом, пожалуй, интересном принципе классификации. Чем отличаются друг от друга типы реакторов? Откуда появились принципиальные различия между ними? А проистекают они из физики микромира.
В ядрах тяжелых элементов сила кулоновского отталкивания может оказаться достаточно велика, чтобы ядро распалось. При этом в виде излучения и скорости частиц высвобождается огромная энергия, которая раньше связывала нуклоны. Спонтанное деление ядер — процесс статистический, и его вероятность принято выражать через период полураспада — время, за которое 50% ядер образца испытают процесс спонтанного деления.
Период полураспада лучшего природного источника энергии, урана-235, слишком велик, чтобы распады отдельных ядер выделяли достаточную энергию для её использования. Но если передать ядру некоторую энергию, то делиться оно будет гораздо охотнее. Спровоцировать деление может, например, попадание в него двигающиеся с некоторой скоростью нейтроны. Захватив нейтрон, ядро меняет свою структуру и получает достаточную энергию для разрыва связи ядерных сил.
И тут очень кстати, что при делении уран распадается на две примерно равные части, испуская несколько (в среднем 2-3 на одно распавшееся ядро) нейтронов, которые могут спровоцировать деление новых ядер. Это подразумевает возможность возникновения цепной реакции (деление одного ядра провоцирует деление следующего). Нейтрон захватывается ядром и приводит к делению с разной вероятностью при разных значениях скорости нейтрона. Более медленный нейтрон «притянется» к ядру на большем расстоянии, более быстрый с большей вероятностью успеет проскочить «область притяжения» ядра, и будет захвачен разве что при «прямом попадании». Логично, что при определенной скорости вероятность захвата максимальна, и такая скорость для урана-235 сильно меньше скорости высвобождения нейтрона при делении. Соответственно, требуется замедлить вторичные нейтроны деления, и реакторы на таком принципе называют «медленными» или «тепловыми».
Взаимодействие нейтронов с частицами (атомами или Рис. 13. Цепная реакция деления ядер урана[29] молекулами) вещества-замедлителя из-за высокой скорости можно представить как движение бильярдного шара — он отскакивает, меняя направление своего движения и постепенно передавая свою кинетическую энергию частицам, с которыми сталкивается. При этом важно, чтобы нейтроны не поглощались ядрами замедлителя в таких объемах, чтобы поддерживающаяся цепная реакция была бы невозможна, и могли достичь цели — другого делящегося ядра.
При первых разработках в США и СССР в качестве замедлителя рассматривались графит, легкая (обычная) и тяжелая вода (образованная кислородом и «тяжелым водородом» — дейтерием D2O). Объем замедлителя располагают между элементами топлива в реакторе, благодаря чему вылетевший из ядра в одном топливном элементе нейтрон практически наверняка достаточно замедлится, долетев до другого элемента.
Что произойдет, если нейтрон не замедлить? Скорее всего, он просто пролетит насквозь всю активную зону реактора, так и не встретившись с ядром делящегося материала, и покинет её. В случае урана-235 сечение захвата — площадь области вокруг ядра, при пролете через которую возникнет взаимодействие — для быстрого нейтрона почти в 300 раз меньше, чем для теплового. Чтобы увеличить вероятность взаимодействия можно разместить топливные сборки более плотно, в меньшем объеме, повысить концентрацию делящегося материала или окружить их веществом, отражающим нейтроны.
Реактор, не имеющий замедлителя, работающий на «быстрых» нейтронах деления, принято называть «быстрым». С одной стороны, такой реактор более сложен. С другой, огромный «паразитный» поток нейтронов, убегающих из зоны реакции, можно использовать для облучения природного урана 238, что, как мы уже обсуждали, приводит к превращению последнего в плутоний. В свою очередь, плутоний превосходно «горит» как в самом быстром реакторе, так и в составе 38 вышеупомянутого МОХ-топлива — в реакторе на тепловых нейтронах. И количество нарабатываемого таким образом плутония превышает количество загруженного в реактор урана 235. Однако управление реакцией с таким топливом на порядок сложнее.
Вовлечение в цепную реакцию самого распространенного изотопа урана — это решение проблемы ограниченности энергоресурсов на долгие годы вперед[10]. Управление реактором, в конечном счете, сводится к регулированию количества актов деления в реакторе в каждый момент времени. Эта цифра зависит от многих факторов — концентрации делящегося материала, наличия или отсутствия замедлителя, наличия отражателя вокруг активной зоны, количества материалов, поглощающих нейтроны.
Последние могут образовываться в ходе ядерных превращений (например, ксенон-135) или находиться в регулирующей системе реактора. Чаще всего в качестве таких поглотителей используют бор и кадмий. Для регулирования интенсивности деления также можно разместить вокруг активной зоны отражающие материалы, в качестве которых могут выступать, например, бериллий и гадолиний. В зависимости от типа реактора компоновка активной зоны будет различной. Но обобщить все можно следующим образом:
Топливо, оксиды делящегося материала, спекают в так называемые таблетки. Ими наполняют в металлический корпус — ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент), а из самих ТВЭЛ-ов делаются сборки (ТВС — тепловыделяющие сборки).
РБМК
Самый характерный тип реактора в СССР — канальный. Самый яркий и, можно сказать классический вид которого – это «Реактор большой мощности канальный», сокращённо — РБМК.
Устройство
Принцип действия реактора РБМК состоит в прокачке через топливные каналы по трубкам воды, которая на выходе превращается во влажный пар. На барабанах-сепараторах пар отделяется от невыкипевшей воды и направляется в турбины, где отдаёт свою энергию и охлаждается, вновь превращается в воду на конденсаторах и затем отправляется обратно в реактор. Туда же течет и вода, отделенная на сепараторах.
Обобщенно его конструкция представляет из себя цилиндрической формы графитовую кладку, заключенную в бетонную шахту. В кладке расположены топливные и управляющие каналы[8].
Плюсы и минусы
Основной плюс реактора РБМК – это простота выпуска почти всех его составных частей не то чтобы «дешево и сердито», но, по крайней мере, не на специализированных заводах. Это выгодно отличает РБМК от того же ВВЭР, корпус которого создается на специализированном заводе за время, на порядок превосходящее своего канального собрата[12]. Также важно то, что канальный реактор может работать на гораздо менее обогащенном топливе: необходимая концентрация урана-235 около 2%(после Чернобыльской аварии была поднята), в то время как ВВЭР требуется 4%. Благодаря этому резко снижаются затраты на обогащение. Этим, помимо сложности, и объясняется то, что некоторое время реакторы конструкции РБМК считались более перспективными.
В процессе работы реакторов продукты деления постепенно затрудняют управление. Ввиду этого топливо выгружается раньше, чем израсходуется делящийся материал. Для перегрузки РБМК его не обязательно глушить. Все операции производятся прямо «на ходу» разгрузочно-погрузочной машиной РЗМ. При этом процесс наработки энергии не прекращается. Благодаря этому есть возможность «перетасовывать» ТВС. Это очень важно, потому что сборки выгорают неравномерно, в зависимости от расположения в активной зоне. Для того, чтобы сократить количество перегрузок, в разных областях активной зоны используются ТВС с разным обогащением.
Благодаря конструктивным и физическим особенностям, на РБМК выжигается больший процент топлива, чем на ВВЭР[8]. Более того, на РБМК нарабатывается больше плутония, который можно дальше запустить обратно в топливный цикл.
Минусом РБМК ранних серий является то, что вода в случае разгона реактора испаряется. Это не сильно влияет на количество тепловых нейтронов. Из-за этого реактор продолжает разгоняться и дальше, а температура растет. Поэтому важнейшими условиями при эксплуатации РБМК является нормальная работа систем безопасности и грамотность обслуживающего персонала.[8].
Другой минус РБМК – вода с растворёнными радионуклидами выходит из реактора. Утечки воды из первого контура приводят к заражению местности.
Автор под псевдонимом Стас Ворчун
ВВЭР
Водо-водяной реактор ВВЭР по праву считается одной из самых удачных разработок Советского Союза. Его отличает высокий уровень безопасности, компактность и наличие второго «чистого» контура.
Основным достоинством данного реактора стало использование в качестве замедлителя обычной (не тяжелой) воды. Выбор замедлителя на заре атомной промышленности выбор стоял между тяжелой водой (D2O) и графитом. Обычная вода (H2O) тоже обладала хорошими свойствами замедления нейтронов до тепловой скорости, но имела существенный минус. Время жизни теплового нейтрона было очень мало, он быстро поглощается ядром водорода (поглощение нейтрона дейтерием(D или Н2) происходит реже, да и тритий(Н3) сравнительно быстро распадается с появлением нового нейтрона). Впоследствии в СССР от идеи использования в качестве замедлителя тяжелой воды отказались. Ее добыча слишком затратный технологический процесс, который больно бьет по экономическим показателям. Время жизни нейтрона на тепловой скорости необходимо для того, чтобы он успел долететь до следующего ядра, готового к делению. При удачной компоновке топливных элементов и повышенной степени обогащения урана, количество нейтронов, приводящих к делению следующих ядер увеличится в разы. По этой причине содержание урана-235 в реакторах на «лёгкой» воде требуется большее, нежели для канальных с графитовым замедлителем.
Использование доступного замедлителя, который является одновременно и теплоносителем – огромное достоинство. Но на этом плюсы ВВЭР не заканчиваются.
Выше приведена принципиальная схема ВВЭР-1000. Важная особенность данного реактора – двухконтурность. Вода первого контура, проходящая через активную зону реактора, не покидает свой контур, передавая через теплообменник тепло второму. А пар, появляющийся во втором контуре, в свою очередь, уже вращает турбину. Нельзя сказать, что РБМК хоть сколькото значительно загрязняет окружающую среду. Но в ВВЭР выход радиоактивности за пределы защитной оболочки реактора (контейнмента) значительно ниже, хотя степень радиоактивности воды первого контура достаточно высока. Помимо прочего, наличие корпуса у ВВЭР сильно повышает уровень безопасности и снижает размеры «грязной» зоны на АЭС. Но технологическая сложность и существенные затраты времени создания этого реактора повышают как стоимость, так и сроки постройки энергоблоков.
В отличие от РБМК, в ВВЭР нельзя произвести перегрузку топлива «на ходу». Его обязательно нужно глушить – внутри вода под огромным давлением. Активная зона находится в металлической оболочке, ее герметичность нельзя нарушать без остановки процесса.
Это становится серьезной проблемой для энергосети, из которой на некоторое время выключается мощность реактора и приходится ее компенсировать за счет других источников.
Однако все минусы с запасом компенсируются безопасностью. В случае разгона реактора вскипающая вода теряет свои замедляющие свойства, ввиду чего ВВЭР в случае внештатных ситуаций заглушается автоматически.
Быстрые реакторы
Принцип
Запасы урана сопоставимы по количеству энергии с запасами углеводородов и угля. Уран-235 неизбежно закончится. По современным оценкам это вопрос 50-80 лет для коммерчески выгодных месторождений[1].
Уран-238, которого в руде 99,3% (против 0,7% 235- го), имеет почти такую же энергию связи нуклонов, что и в редком изотопе. На реакторах с замедлителем нейтроны редко приводят к его делению. Вероятнее уран-238 превратится в плутоний-239, способный поддерживать цепную реакцию. Однако количество нарабатывающегося делящегося материала меньше, чем «сгоревшего».
В быстрых реакторах уран-238 способен делиться, поддерживая цепную реакцию (быстрые нейтроны за счет большей энергии чаще приводят к его делению).
На этом и основан принцип быстрых реакторов или бридеров (размножителей). В них загружаются кассеты с высоким содержанием готовых к делению соединений. Высокое содержание свободно-делящихся элементов продиктовано необходимостью компенсировать малый процент захватыватываемых быстрых нейтронов.
Расположение при загрузке может быть отличным, но в среднем принцип один(см. выше). Сборки с высоким содержанием урана-235 и(или) плутония-239 запускают процесс деления урана-238. В центр загружаются сборки ТВС с небольшим количеством делящегося материала. По окружности с высоким содержанием плутония-239 или урана-235, а вокруг центра активной зоны располагаются сборки отвального отработавшего топлива[7;8].
Таким образом за счет большего количества актов деления цепная реакция поддерживается в центре активной зоны. Масса «лишних» нейтронов идет на наработку плутония в кассетах, отдаленных от центра.
У попадающего в бридер топлива есть два пути. Либо оно будет использоваться в быстрых реакторах до образования нерадиоактивных веществ (не за один цикл, с переработкой на химических заводах. Либо, после наработки плутония, топливо будет переработано для службы в тепловых реакторах. Выгоревшее топливо после переработки будет превращено в МОХ-топливо (mixed oxide fuel), представляющее из себя смесь соединений элементов, готовых к делению.
Во время ядерной цепной реакции выделившееся тепло передается теплоносителю. Чаще других используемый теплоноситель на быстрых нейтронах — натрий, благодаря его доступности, относительной стабильности, слабой способности к замедлению нейтронов и низкой температуре плавления(97, 79°C). Название класса быстрого реактора на натрии в СССР и России – БН(на быстрых нейтронах).
Одно из достоинств использования натрия – его высокая температура кипения (883°). При работе реактора же его температура составляет 540°. Из этого проистекают два следствия. Во-первых, работает реактор при атмосферном давлении, благодаря чему конструкция реактора относительно проста. Во-вторых, запас по температуре предоставит, в случае внештатных ситуаций, время на реагирование для персонала. Даже в случае полного отказа системы охлаждения, по расчетам, температура в реакторе будет подниматься со скоростью примерно 30° в час[9].
Основная опасность использования натрия – пожароопасность. В случае контакта с водой высока вероятность взрыва, на воздухе же, этот теплоноситель горит. Помимо прочего, натрий достаточно химически активен, что оказывает негативное влияние на конструкции. Отчасти по этой причине были свернуты работы над реакторами-бридерами в США. Пожары были частыми спутниками при неполадках практически на всех БН[13].
По части радиационной безопасности же быстрые реакторы показали себя достаточно хорошо. За время работы БН-600 не было ни одного случая облучения персонала[9].
Разновидности
Всего на данный момент в России работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один из которых был введен в эксплуатацию в СССР.
Два построенных на территории России бридера используют в качестве теплоносителя натрий. Первый БН-350 был запущен в 1973 году со 150 МВт электрической мощности рядом с Каспийским морем в Казахской ССР. 100 МВт пошло на опреснение и столько же на отопление. Конструкция была еще не совершенной, натриевые контуры были слишком разветвлены. В связи с опасностью возникновения пожаров в случае разгерметизации контуров, в следующем БН-600(пуск – 1980г.) промежуточный натриевый контур проходил через реактор, не взаимодействуя при этом с ТВС, а первый был ограничен самим реактором[1.9].
Во второй половине 70-х бытовала мысль, что бридеры такого рода дадут начало целой серии, которая будет, начиная с 90-ых снабжать топливом Советский Союз[12]. Но что-то пошло не по плану.
Соперником БН в уже современной России является проект «Прорыв», первой ласточкой которого является будущий опытный реактор БРЕСТ. Этот проект также берет свои истоки из советской атомной промышленности. На нем будет отработан свинцовый теплоноситель. В случае если он себя оправдает, планируется создание реактора БР-1200.
Достоинства и недостатки
Процесс переработки топлива достаточно дорог из-за количества примесей. Это является сильным аргументом против технологии быстрых реакторов, так как для того, чтобы сделать реактор экономически целесообразным, оптимизация и экономия на масштабе должны быть колоссальны.
Реакторы на быстрых нейтронах вне всякого сомнения имеют более высокую стоимость. Проекты БН времен СССР по капитальным затратам превосходили тепловые примерно в два раза[9]. Но это объясняется в том числе и тем, что сама по себе технология не была отработана.
Развитие бридеров имеет серьезное основание – оно полностью решает проблему ограниченности ресурсов в обозримом будущем и энергия эта будет чистой, почти без отходов.
Это первая часть статьи "Советский атом: сквозь невозможное". Ожидайте вторую часть в группе или прочтите статью целиком на нашем сайте.
Статья написана в рамках первого выпуска журнала «Стройка Века»:
«Атом: делимый и неделимый».
Поблагодарить авторов и получить в подарок красивую пдф-версию можно по ссылке в ВК или на сайте.
Над статьей работали:
Авторы: Овчинников К.А., Иван Нестеров
Редактор: Иван Нестеров, Рогов Л.В.
Эксперт: Вододохов Н.С; Иван Нестеров
Список литературы
[1] Суходолов А.П. Мировые запасы урана: перспективы сырьевого обеспечения атомной энергетики // Известия БГУ. 2010. №4.
[2] Осмачкин В.С. История атомной энергетики Советского Союза и России. Об исследованиях теплофизических проблем реакторов РБМК на стенде КС ИАЭ им. И.В. Курчатова // Российский научный центр «Курчатовский институт» 2003. №3.
[3] Семенов Б.А. Ядерная энергетика в Советском Союзе. // Бюллетень МАГАТЭ. 1996, Том 25 — №2.
[4] Чар Н.Л. Развитие ядерной энергетики: история и перспективы / Н.Л. Чар, Б.Дж. Шик // Бюллетень МАГАТЭ, 1987, Том 1 — №3.
[5] Алле Ю.А. Ресурсосеберающие технологии // Российская энергетика вчера, сегодня, завтра. 2000. №13.
[6] Слатов Д. Г. Истоки, проблемы и перспективы энергетической геополитики России. Региональный аспект // Основы ЭУП. 2012. №2.
[7] Казьмин Д.И. Ядерное топливо для АЭС: современное состояние и перспективные разработки / Казьмин Д.И., Якубенко И.А. // Глобальная ядерная безопасность. 2013. №4 (9).
[8] Бекман И.Н. Курс лекций ”Ядерная индустрия”. Лекция 13 // Московский государственный университет им. М.В.Ломоносова. Химический факультет. Кафедра радиохимии, Москва 2005 г.
[9] Барьяхтар В.Г. Ретроспектива. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах и их роль в ХХI веке. / В.Г. Барьяхтар В.Г. М.Г. Данилевич, И.В. Лежненко // Институт магнетизма, Киев, Украина.
[10] Усынин Г.Б. Реакторы на быстрых нейтронах. Введение / Г.Б Усынин, Е.В,Кусмарцев. Под ред. Ф.М. Митенкова. М.: «Энергоатомиздат», 1985.
[11] Сейдель Д. К. Извлечение урана из руд // Бюллетень МАГАТЭ, 1995, Том 23 — № 2.
[12] Желудев И.С. Атомная энергетика в СССР / И.С. Желудев, Л.В.Константинов // Бюллетень МАГАТЭ, 1994, Том 22 — №2.
[13] Жизнин С.З. Экономические аспекты некоторых перспективных ядерных технологий за рубежом и в России/ Жизнин С.З., Тимохов В.М. // Вестник МГИМО. 2015. №6 (45).
[14] Бироль Ф. Ядерная энергетика. Насколько она конкурентоспособна в конечном счете? // Бюллетень МАГАТЭ, 2007, Том 48 — №2.
[15] Юкия А. Уран. От разведки до реабилитации / Юкия А. и др. // Бюллетень МАГАТЭ, 2018, июньский выпуск.
[16] История советского атомного проекта. Справка [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://ria.ru/20100201/207163686.html — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[17] История атомной промышленности России [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.rosatom.ru/about-nuclear-industry/history/ — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[18] Лесков С.Л. Как СССР решил «проблему А-9», добывая немецкий уран для советской атомной бомбы [Электронный ресурс] // Газета «Совершенно секретно». – Режим доступа: https://www.sovsekretno.ru/articles/dayesh-strane-uran/. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[19] Uranium Enrichment [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuelcycle/conversion-enrichment-and-fabrication/uranium-enrichment.aspx — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[20] Бекман И.Н. Лекция №7. Разделение изотопов [Электронный ресурс] // Онлайн курс лекций.
[21] Скорыкин Г.М. Газовые центрифуги для разделения изотопов. История создания в СССР [Электронный ресурс] // Рекламноинформационное агентство «Pro Атом» — Режим доступа: http://www.proatom.ru/modules.php?name=Newsfile=printsid=8412 — (Дата обращения: 31.03.2020).
[22] Международное сотрудничество по решению проблем наследия «холодной войны» [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/articles/2011/08/10/25084 — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[23] Корпус реактора для первого энергоблока транспортируется на Белорусскую АЭС [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://atom.belta.by/ru/belaesru/view/korpus − reaktora − dlja − pervogo − energobloka − transportiruetsja − na − belorusskuju − aes − 7293 − .–( : 31.03.2020).
[24] Трипотень Е. Обратная сторона урана [Электронный ресурс]. // Атомный эксперт
[25] Биография Нечай Владимира Зиновьевича
Источники изображений
Изображения взяты из открытых источников и используются в образовательных целях
[26] Урановая руда [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://versiya.info/obschestvo/93454/amp
[27] Атомная энергия 2.0 [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/news/2015/11/10/61054
[28] Работа члена коллектива Румянцева Олега Константиновича. Использование изображения со ссылкой на ресурс.
[29] Работа члена коллектива Сабурова Даниила. Использование изображения со ссылкой на ресурс.
[30] Лицензия Creative Commons Attribution-Share Alike 3.0 Unported. Автор: Дмитрий Сутягин. Викимедиа [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://commons.wikimedia.org/wiki
[31] Сайт без явного наименования по тематике ”Энергетика” [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://leg.co.ua/arhiv/generaciya/kinetika-i-regulirovanie-yadernyhreaktorov-13.html
[32] Атомная энергия 2.0 [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/news/2018/12/27/91556
[33] Атомная энергия 2.0 [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/news/2018/12/27/91556
[34] Pandia [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://pandia.ru/text/77/270/75798.php
[35] Авдеев Е.Ф., Чусов И.А., Иванов О.И. Результаты экспериментального исследования гидравлических характеристик модельной ТВС реакторной установки типа РБМК . – Режим доступа: https://polar.mephi.ru/ru/conf/2003/bezop/Ivanotr.htm
[36] АтомИнфо [Электронный ресурс]. – Режим доступа: http://www.atominfo.ru/newsm/t040018.jpg