Файл: Петросьянц А.М. Атомная энергетика зарубежных стран. США, Канада, Великобритания, Франция, ФРГ, Италия, Швеция, Швейцария, Япония.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 09.04.2024
Просмотров: 207
Скачиваний: 0
Картина может несколько измениться за счет внедре ния, например, высокотемпературных реакторов, но в це лом она, вероятно, останется без изменений, т. е. пред почтение будет отдано водо-водяным реакторам.
В последующем при проектировании реакторов, прове дении исследований и разработок основные усилия будут сосредоточены на двух системах усовершенствованных реакторов: высокотемпературных и реакторов-размножи телей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. Предполагается, что реакторы этих типов более перспек тивны, чем существующие.
Высокотемпературные реакторы более экономичны, лучше используют уран и будут использовать торий в ка честве воспроизводящего материала. Кроме того, они зна чительно в меньшей степени воздействуют на окружающую среду, чем современные реакторы. Благодаря высокой температуре они обусловливают возможность осуществле ния экономичного сухого охлаждения. Ввиду возможного перехода к электростанциям с гелиевой турбиной в первом контуре эти реакторы особенно интересны своим техни ческим потенциалом. Путем повышения их эффективности можно значительно снизить количество тепла, выбрасы ваемого в окружающую среду *.
В Министерстве исследований и технологии рассматри вается вопрос о строительстве АЭС электрической мощно стью 1000 Мет с высокотемпературным реактором**.
Ведутся работы по созданию промышленного прототи па реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Реак тор такого типа SNR-ЗОО с натриевым теплоносителем намечается ввести в эксплуатацию в 1977 г.
Общая концепция сводится к тому, что коммерческое использование реакторов на быстрых нейтронах возможно не ранее 1985—1990 гг. Цель создания реакторов на бы стрых нейтронах — снизить стоимость электроэнергии и обеспечить независимость ФРГ в области ядерного топ лива, обнаруженные запасы которого явно недостаточны для обеспечения планируемой программы.
ФРГ имеет сравнительно небольшой опыт работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах, поэтому западногерманские промышленники обращаются за содей ствием к другим странам. Так, по соглашению, поднисан-
*«Бюлл. МАГАТЭ», 1972, кн. 14. № 0, с. 17
**Там же, с. 19.
162
Ному в мае 1971 г. между фирмой «РейнвестфалиЕнезлектрицитетсверке» и ф ранцузской фирмой «Электрнсите де Франс», в 1974—1975 гг. намечено строввтельство одного реактора -разм н ож и теля на быстрых нейтронах , а в 1977— 1978 г г , —- другого. М ощность каж дого реактора 1000 М е т .
П ервы й реактор -разм н ож и тель |
предполагается |
построить |
|||||||||
во |
Ф ран ц и и , |
второй — в ФРГ. |
СтроителЕэСТво |
реактора |
|||||||
п л а ш ф у е т с я |
начать |
в 1977 г. |
после заверш ен и я строЕЕ- |
||||||||
телЕ.ства |
р еактора |
па |
быстрых |
ЕЕейтронах SNR-300 в К ал - |
|||||||
каре (300 М е т ) *. |
АЭС SNR-ЗОО п р и н и м а ю т у ч а с т и е |
|
|||||||||
|
В с о о р у ж е н и и |
ф и р - |
|||||||||
Miii: |
« И Е Е т е р а т о м » |
(с1»РГ), |
« П Е Е р а т о м » |
( Н и д е р л а н д ы ) , |
« В е л - |
||||||
гоЕ 1 Е о к л е а р » ( В е л Е > г и я ) |
и « Л ю к с а т о м » |
( Л ю к с е м б у р г ) . Т а к и м |
|||||||||
о б р а з о м , |
с о о р у ж е н и е |
к р у п Е Е о й з а п а д Е Е о г е р м а Е Е С к о й |
АЭС |
||||||||
с р е а к т о р о м |
п а б ы с т р ы х |
ввеЕЕтроввах |
в к а ч е с т в е |
п р о т о т и п а |
|||||||
б у д у щ и х |
н р о м ы Е Е Е л е и н ы х |
я в л я е т с я |
явеео в ы р а ж е н н ы м |
м е ж |
|||||||
ду н а р о д н ы м м е р о п р и я т и е м .
Дл я обеспечения намеченной программы по вводу атомиоэнергетических моецееостой (д о 20 000 М е т ) к 1980 г.
ФРГ ВЫЕЕуЖДОЕЕа ПОЧТЕЕ Т р и ЧвТВврТЕЕ с в о е й 1ЕОТребнОСТЕ1
в у р а Е Е о в о м т о п л и в е у д о в л е т в о р я т ь з а с ч е т н м п о р т Е Е Ы х
Е г о с т а в о к . |
И роводЕ Е М Е ле в ФРГ г е о л о г о р а з в е д о ч Е Е Е > Е е |
р а б о т ы |
||||||||
еео и зы ск эееи ео |
у р а н о в ы х |
м е с т о р о ж д е н и й |
Е ю к а н е |
у в е в в ч а - |
||||||
л и с ь у с п е х о м . |
1 1 а т е р р и т о р и и |
ФРГ н а й д е н ы |
н е з Е Е а ч и т е л ь - |
|||||||
1Еые м е с т о р о ж д е н и я |
у р а Е Е О в о й |
р у д ы : |
в |
В е р х н е м |
П ф а л ь ц е |
|||||
( с е в е р о - в о с т о ч н а я |
П а в а р и я ) |
и в Б л е к - Ф о р е с т е . |
М е с т о |
|||||||
р о ж д е н и я |
y p a i E O B u x |
р у д |
в за п а д Е Е О й |
ч а с т и стр ав ввл о е щ н и - |
||||||
в а ю т с и в с е г о в н е с к о л ь к о т ы с я ч т о н н . |
В о т Е ю ч е м у р а з в и т и е |
|||||||||
а т о м н о э н е р г е т и ч е с к о й |
ВЕрОМЕЛВЕЕЛеВЕВЕОСТВЕ |
ФРГ з а в и с и т о т |
||||||||
имЕЕО])та |
у р а в в о в в л х |
|
р у д . |
В о т п о ч е м у |
у ] ) а н д о б ы в а ю щ и е |
|||||
фирмЕ.Е ФРГ |
ЕЕрпЕЕпмаjot |
актЕЕВЕЕое |
у ч а с т и е |
в |
р а з в е д к е |
|||||
у р а н о в ы х |
м е с т о р о ж д е н и й з а г р а н и ц е й . |
С о о т в е т с т в у ю щ и е |
||||||||
а с с и г Е ю в а Е Е и я и а г е о л о г о р а з в е д о ч н ы е р а б о т ы з а р у б е ж о м
п р е в в л ш а в о т |
ф и н а Е Е С и р о в а н и е Eia а н а л о г и ч н ы е р а б о т ы |
в н у - |
||
Т р н |
СТраВЕЕЛ. |
|
|
|
Ф и р м в л « У р а 1 Е э р ц б е р г б а у » ie « У р а 1 Е г е з е л ы н а ф т » з а к у |
||||
п а ю т |
в |
К анаде , в о ФравЕвцвЕЕ ei д р у г и х стран ах у р а н о в у ю |
||
р у д у |
в |
з а п а с , ею д о ж в в д а я с ь р а з в е р т ы в а ш Е Н ] ) а б о т еео д о б в л - |
||
ч е о т е ч е с т в е в Е н о й у ] ) а в в о в о й р у д в л . |
|
|||
Ядерввое |
т о п л е е в о , облученное в р еакторах АЭС, |
Ф Р Г |
||
намерена нерерабат1лвать па собственнЕлх радиохимиче- скеех заводах . О днако в настоящ ее время облученное топ
* NibcI. Week, 1971, No. 12, 19, р. 2.
11* 163
ливо направляется па переработку в США, Великобрита нию и Бельгию.
ВКарлсруэ в конце 1969 г. введена в эксплуатацию первая очередь установки по переработке облученного топлива. Начиная с 1971 г. установка перерабатывает твэлы с обогащением по U235 до 3% в оболочках из нержа веющей стали и циркониевых сплавов.
Вавгусте 1971 г. была организована фирма KEWA, перед которой была поставлена задача — обеспечить строи тельство и эксплуатацию установки для переработки облу ченного окисного ядерного топлива производительностью
1500 т в год. Вместе с английской фирмой BNFL и КАЭ Франции фирма KEWA вошла в состав корпорации UBC (с равными правами всех трех участников). Она будет перерабатывать облученное топливо АЭС трех стран.
Все необходимые типы твэлов западногерманская про мышленность производит в стране. Для этого создана специализированная фирма «Кернреактортейле». В Ханау уже работает один завод по изготовлению твэлов и там же,
близ Ханау, в Вольфганге строится |
второй. |
В ФРГ изготовляются твэлы для |
всех четырех разра |
батываемых и строящихся типов реакторов: водо-водяных, тяжеловодных, реакторов-размножителей на быстрых ней тронах с натриевым теплоносителем и высокотемператур ных с газовым охлаждением.
Твэлы для водо-водяных реакторов изготовляют две фирмы: КВТ и ВВС. Программа КВТ включает изготовле ние таблеток UU2, топливных стержней, твэлов и регули рующих стержней главным образом для кипящих водо водяных реакторов.
Фирма ВВС, обеспечивающая твэлами водо-водяные и тяжеловодные реакторы, производит 1Ю2, изготовляет таблетки из 1Ю2, топливные стержни, регулирующие и поглотительные элементы, сборки твэлов.
Плутониевое топливо изготовляет фирма «Алкем», с 1966 г. ею сдано более 500 кг этого вида ядерного топли ва. В 1976—1977 гг. фирма «Алкем» будет изготовлять плутониевое топливо для реактора-размножителя на бы стрых нейтронах SiN В-300.
К 1985 г. потребность западногерманской атомной энергетики в обогащенном уране определяется в 5500— 6500 т ЕРР в год. Чтобы удовлетворить эту потребность, необходимы газодиффузнонные предприятия. Работа но их созданию проводится. Более того, она обеспечена соответ
1G4
ствующим финансированием. Кроме того, ФРГ активно поддерживает и участвует в разработке нового метода обогащения — так называемого способа обогащения ура на на ультрацентрифугах. По подписанному в марте 1970 г. соглашению между ФРГ, Великобританией и Ни
дерландами ведется |
строительство |
двух |
предприятий |
с экспериментальными установками |
опытно-демонстраци |
||
онного назначения; |
одно сооружается в |
Кейпенхерсте |
|
(Великобритания), второе — в Ллмело (Нидерланды).
Виюле 1971 г., в соответствии с соглашением между этими странами, создана фирма CENTEC, которая будет вести разработку метода обогащения урана на ультра центрифугах и проектировать эти установки.
ВЛлмело, с участием западногерманской фирмы «Уранитюлнх», строится обогатительная установка, осно ванная на методе ультрацентрнфугпрования, производи тельностью 25 т ЕРВ в год. Первая очередь этой установ ки должна войти в строй в конце 1971 г. Она должна продемонстрировать пригодность новой технологии обо гащения урана для последующего строительства крупно масштабной промышленной установки. В ФРГ вот уже более 10 лет ведутся работы в этой области. Фирма MAN начала работать над проектом с 1908 г., и в настоя
щее время она производит три типа центрифуг ((1-1, (1-2 и G-3). Именно этими центрифугами ((1-3) комплектуется завод в Ллмело.
В центре ядерных исследований в Карлсруэ разраба тывается новый метод разделения изотопов урана — метод «разделительного сопла». Там уже построен прототип установки, основанной на этом методе разделения.
Несмотря на принятые меры, потребность ФРГ в обо гащенном уране обеспечивается пока главным образом поставками из США. Такое положение, по-видимому, сохранится еще несколько лет *.
На совещании в Париже в ноябре 1970 г. представи тель ФРГ заявил, что западногерманские энергетические фирмы рассчитывают на удовлетворение большей части своих потребностей за счет поставок из США даже тогда, когда начнет работать западноевропейский завод по обо гащению урана **.
* Appl. Atomics, 1971, No. 811, р. 1, 3, 4; Nucl. Week, 1971,
v.12, No. 31, p. 4; Nucl. Industry, 1971, v. 18, No. G, p. 28, 44.
**Nucl. Week, 1970, v. 11, No. 48, p. 7.
165
