Курс лекций по физике ядерного реактора Аварийные ситуации Радиоактивные отходы Термоядерные реакторы Источники радиоактивного облучения

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

Источники тепловой энергии

Для оценки конкурентоспособности технологии получения энергии из урана можно сравнить известные запасы урана с запасами ископаемого топлива (уголь, нефть и природный газ). Точные оценки имеющихся запасов получить трудно, и в литературе часто встречаются различные значения. Однако что касается ископаемого топлива, то международное признание получили оценки, приведенные на Всемирной энергетической конференции в 1978 г. [9]. Эти оценки приведены в табл. 1.1. Энергетический потенциал всех запасов ископаемого топлива составляет 304 1021 Дж, из которых 25 1021 Дж приходится на долю легко добываемых запасов (не включаются гудрон и нефть из сланцев, потенциал которых не превышает 2,7 1021 Дж).

Запасы урана также могут быть оценены. Это сделано в работах Управления по атомной энергии Великобритании в 1976 г. [8] и в совместной работе Европейского агентства по ядерной энергии и Международного агентства по атомной энергии в 1979 г. [7]. Данные приведены в табл. 1.2. Энергетический потенциал известных запасов урана составляет 2,2 1021 Дж при его использовании в быстрых реакторах (разница этих значений будет объяснена ниже). Учитывая возможные дополнительные запасы урана, его энергетический эквивалент при использовании в быстрых реакторах оценивается в диапазоне от 143 1021 до 325 1021 Дж. Запасы урана могут быть значительно увеличены при извлечении его из морской воды. Концентрация урана в морской воде составляет 3 10-7 %. Однако процесс извлечения урана из морской воды вряд ли станет экономически оправданным в обозримом будущем. Единая энергетическая система (ЕЭС) РФ Российская энергетика сегодня - это порядка 600 тепловых, 100 гидравлических и 9 атомных электростанций. Функционирует несколько электростанций, использующих в качестве первичного источника солнечную, ветровую, гидротермальную, приливную энергию, но доля производимой ими энергии очень мала по сравнению с тепловыми, атомными и гидравлическими станциями (не превышает 1% от суммарно вырабатываемой энергии в ЕЭС РФ).

Таблица 1.1. Содержание энергии в запасах ископаемого топлива [9]

Топливо

Запасы топлива

Содержание энергии, 10" Дж

Полные запасы, 109 т

Легко добываемые запасы, 109 т

Полное содержание

Содержание в легко добываемых запасах

Уголь (включая бурый)

101 102

636

277,04

17,55

Нефть

275

88,6

12,20

4,21

Природный газ

280 1012 м3

628 1012 м3

10,51

2,36

Гудрон

58

-

2,75

-

Нефть из сланцев

69 109 м3

Итого

304

25

Таблица 1.2. Запасы урана [7, 8]

Запасы

Количество т

Содержание энергии при использовании в тепловом реакторе, 1021 Дж

Содержание энергии при использовании в быстром реакторе, 1021 Дж

Оцененные запасы урана

5,04 106

2,2

110

Предположительные запасы

6,5 - 14,8 106

2,86 - 6,51

143 - 325

Уран из морской воды

4000 106

1760

88000

Важно использовать запасы урана более эффективно, чем просто сжигать их в тепловых реакторах. Это может быть достигнуто в быстрых реакторах. Альтернативный подход - использование тепловых реакторов для переработки тория, размещенного в активной зоне, в другой делящийся материал - изотоп 233U. Поскольку такие реакторы могут быть самообеспечивающимися (могут производить столько же или более делящегося материала, чем они потребляют), то они способны эффективно воспроизводить и размножать топливо, т.е. произвести достаточно избыточного делящегося материала для строительства нового ядерного реактора, тем самым, снизив потребление естественного урана.

ПРИМЕРЫ И ЗАДАЧИ

1. Выделение химической энергии

Пример. Жидкость в корпусе химического реактора высвобождает химическую энергию со скоростью 1500 Дж/с. Мешалка раствора потребляет мощность 1 кВт. Корпус охлаждается водой, циркулирующей по контуру, окружающему корпус. Каков должен быть расход воды, чтобы ее подогрев в охладительном контуре не превзошел 100С?

Решение. Энергия, отводимая охлаждающей водой, должна уравновесить химическую энергию реакции и тепловую энергию от мешалки. Обозначим W расход воды, кг/с. Удельная теплоемкость воды составляет 4187 кДж/(кг0С). Тогда

Задача. Для химического реактора, описанного в предыдущем примере, рассчитать подогрев охлаждающей воды при ее расходе 0,1 кг/с.

2. Схема хранения (аккумулирования) энергии с накачиваемым резервуаром

Пример. Крупная система аккумулирования энергии в Северном Уэльсе имеет верхний резервуар, содержащий 6,7 млн. м3 воды, который расположен на 500 м выше нижнего резервуара. Система может выдать в электрическую сеть мощность 1800 МВт. В предположении отсутствия потерь определить возможную продолжительность работы системы на максимальной мощности.

Решение. Полная масса воды в верхнем резервуаре равна объему воды, умноженному на плотность, т.е. 6,7 Х 106 Х 1000 кг/м3 = 6,7 Х 109 кг. Потенциальная энергия этой воды равна массе, умноженной на высоту (в метрах) и на ускорение свободного падения, т.е. полная потенциальная энергия = 6,7 Х 109 Х 500 Х 9,81 = 32,8 Х 1012 Дж. Мощность системы составляет 1800 МВт = 1,8 Х 109 Дж/с. Следовательно, система может находиться в эксплуатации

32,8 Х 1012: 1,8 Х 109=18,2 Х 103 с ≈ 5 ч.

Задача. Предположим, что система, описанная в предыдущем примере, должна генерировать электрическую мощность 2000 МВт в течение 7 ч Определить необходимый объем верхнего резервуара при условии, что коэффициент преобразования энергии составляет 95 %.

3. Национальная политика в развитии быстрых реакторов

Пример. Иногда утверждают, что строительство быстрых реакторов делает страну независимой от импорта урана. Почему это утверждение нуждается в уточнении? Предположим, что страна имеет программу развития ядерной энергетики, целью которой является создание тепловых реакторов мощностью 10 ГВт к 2000 г. Потребности в электроэнергии растут с темпом 3 % в год. Решено строить быстрые реакторы, способные нарабатывать избыточный плутоний в количестве, достаточном при создании нового быстрого реактора за 40 лет, т.е. период удвоения - 40 лет. Каковы будут последствия такого плана?

Решение. Предположим, что за 20-летний период предыдущей эксплуатации тепловых реакторов накоплено количество плутония, достаточное для ввода системы быстрых реакторов суммарной мощностью 10 ГВт к 2000 г. Однако мощность системы быстрых реакторов может нарастать только со скоростью наработки в них плутония для строительства следующих быстрых реакторов. Эта скорость равна 1/40, или 2,5 % в год. Таким образом, скорость развития системы быстрых реакторов ниже скорости роста потребностей в электроэнергии (3 % в год). Если это расхождение покрыть за счет строительства новых тепловых реакторов, то увеличится зависимость страны от импортируемого урана. Даже если быстрый реактор имеет меньший период удвоения (например, 30 лет), необходим конечный интервал времени для замены тепловых реакторов быстрыми. Потребуется примерно 2 периода удвоения (60 лет) для отказа страны от импорта урана.

Задача. Предположим, что страна, о которой шла речь выше, решила уменьшить скорость роста потребностей в электроэнергии до 2 % в год за счет интенсивной программы энергосбережения. Как это уменьшение подействует на стратегию введения быстрых реакторов?


На главную страницу. Реакторы атомных станций