Файл: Петросьянц А.М. Атомная энергетика зарубежных стран. США, Канада, Великобритания, Франция, ФРГ, Италия, Швеция, Швейцария, Япония.pdf

Т а б л и ц а 1 i .1

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах первого поколении

плуатащш на реакторах-размножителях электрической мощностью 000 Мет (БН-000, СССР) и мощностью 1000 Мет (Франция, США и др.) позволит найти наилуч­ ший тип конструкции быстрых реакторов, т. е. петлевого или бакового ва рианта. При этом одной из главных задач в освоении реакторов на быстрых нейтронах является до­ стижение наименьшего периода удвоения горючего, т. е.

244

Т а б л и ц а 11.2

Реакторы-размножители на быетрых нейтронах второго поколения

* Физический пуск реактора, достижение критичности осуществлено в нояб­ ре 1972 г., а энергетический пуск — в середине 1973 г.

иаилучшего коэффициента воспроизводства вторичного ядерного горючего.

Опытом сооружения и эксплуатации атомных электро­ станций ныне широко обмениваются ученые и специалисты многих стран, заинтересованные в развитии атомной энер­

гетики.

Регулярно созываются конференции по мирному ис­ пользованию атомной энергии и, в частности, по отдель­ ным проблемам атомной энергетики. Так, одна из таких конференций, в которой приняло участие более 30 госу­ дарств и международных организаций, состоялась в нояб­ ре 1972 г. в США, в Вашингтоне. В работе этой конфе­ ренции, организованной Американским промышленным

245

форумом и Американским ядерным обществом, приняла участие и советская делегация. В качестве руководителя делегации мне пришлось сделать специальное сообщение «О состоянии и перспективах развития атомной энерге­ тики в Советском Союзе».

В общем комплексе развития мировой атомной энер­ гетики Советский Союз занимает одно из ведущих мест и хотя предметом рассмотрения данной книги являет­ ся атомная энергетика только зарубежных (хотя не всех), стран, но нам кажется логичным, хотя бы кратко, осве­ тить стратегию развития атомной энергетики в Советском Союзе. Читателю будет интересно узнать, каким путем и в каком направлении идет развитие атомной энергетики в СССР на ближайшую и дальнюю перспективу. В этом смысле полезно привести сокращенное изложение докла­ да советской делегации на международной конференции в Вашингтоне.

«...Советский Союз относится к числу стран, хорошо обеспеченных природными энергетическими ресурсами, разведанные запасы которых из года в год пополняются. Эти запасы органического топлива в нашей стране в прин­ ципе позволяют еще в течение многих столетий удовлетво­ рять энергетические потребности страны на основе клас­ сической энергетики. Однако и в СССР наблюдается неко­ торое несоответствие между размещением экономичных энергетических ресурсов и потребителей энергии. Так, основные запасы топлива и гидроэнергии находятся в восточных районах страны. В то время как наиболее промышленно развитая Европейская часть СССР и Урал с наибольшей численностью населения начинают испы­ тывать все возрастающий дефицит экономичных топливноэнергетических ресурсов.

После пуска Первой в мире атомной электростанции в Обнинске в СССР велись широкие разработки ядерных реакторов различных типов сначала на тепловых, а затем на быстрых нейтронах. В результате этих работ, вклю­ чавших строительство и испытания многих реакторовпрототипов для развития атомной энергетики так назы­ ваемого первого этапа, были отобраны два типа реакто­ ров на тепловых нейтронах: реактор типа ВВЭР, а также уран-графитовый реактор канального типа РВМК (реак­ тор большой мощности кипящий).

Решению о серийном строительстве АЭС с реакторами типа ВВЭР предшествовала длительная эксплуатация

246

Нововоронежской АЭС. Общая мощность четырех блоков Нововоронежской АЭС составляет 1500 Мет, а с пуском в 1976 г. пятого блока мощность ее достигнет 2500 Мет. В осуществляемых проектах с реакторами этого типа мы строим АЭС мощностью 880 Мет с двумя реакторами по 440 Мет каждый. Такие АЭС сооружаются в цент­ ральной части России, на Кольском полуострове, на Кав­ казе, на Украине. Такие АЭС сооружаются в Болгарии,

Вторым типом теплового реактора, принятого к серийоому строительству в СССР, является, как уже было нтмечено, реактор РБМК. История развития энергетиче­ ских реакторов этого типа началась с пуска Первой АЭС

вОбнинске в июне 1954 г. Затем были построены и пущены

в1958 г. Сибирская АЭС (более 600 Мет)’, в 1964 г.— первый, а в 1967 г.— второй блоки Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова (суммарная мощность 300 Мет).

Длительная и надежная работа этих реакторов проде­ монстрировала правильность выбранных решений; впер­ вые в мире была показана возможность ядерного перегре­ ва пара в промышленных ядерных реакторах.

Следующим шагом в развитии этого типа реакторов явилась разработка реактора РБМК-1000 единичной мощ­

в реакторе, применении циркония вместо нержавеющей стали в качестве материала оболочек твэлов и технологи­ ческих каналов в активной зоне реактора, а также исполь­

на нескольких строящихся двухреакторных АЭС мощ­ ностью 2000 Мет каждая.

Первая из них—Ленинградская АЭС закончена строи­ тельством и пущена в конце 1973 г. Поскольку этот реак­ тор отечественного типа, следует подчеркнуть его преи­ мущества, которые рассматриваются как существенные при выборе реактора для серийного изготовления.

К таким преимуществам относятся: 1) отсутствие слож­ ного в изготовлении многотонного корпуса высокого дав­

247

ления; 2) надежность и живучесть всей системы благодаря поканальному контролю и возможности перегрузки отдель­ ного канала без остановки реактора; 3) принципиальная возможность дробления контура теплоносителя на неболь­ шие изолированные группы каналов; 4) конструкция обес­ печивает возможность увеличения электрической мощно­ сти одного реактора до 1500—2000 и даже 3000 Мет, создания уран-графитового реактора канального типа из отдельных секций и изготовление секций такого реак­ тора в заводских условиях за счет стандартных узлов и элементов и сборки их на месте монтажа АЭС.

Отмеченные преимущества такого реактора в значи­ тельной степени перекрывают главный его недостаток — разветвленность контура циркуляции и отсюда большие строительные объемы.

Следует особо подчеркнуть, что развитие атомной энергетики в больших масштабах настоятельно требует организации индустриальных методов изготовления и мон­ тажа реактора. Стремление к увеличению единичной мощ­ ности реактора ставит задачу разработать такую конструк­ цию реактора, которая позволяла бы с минимальными изменениями сооружать реакторы все возрастающих еди­ ничных мощностей без коренных перестроек производства, т. е. из унифицированных и стандартизированных узлов и конструкций заводского изготовления. Возможности канальных уран-графитовых и водо-водяных реакторов позволяют найти пути решения этой задачи.

Именно на реакторах этих двух типов (ВВЭР и РБМК)

восновном и планируется развитие атомной энергетики

вСССР до конца десятилетия при общей установленной мощности АЭС к 1980 г. до 30 000 Мет.

Строительство реакторов первого этапа, т. е. на тепло­ вых нейтронах будет продолжаться, очевидно, до 1985 г.

и далее с постепенным переходом на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (второй этап).

Разработка реакторов этого типа началась в СССР еще в начале 1950 г. К настоящему времени уже получен большой опыт эксплуатации ряда экспериментальных реакторов. Несколько лет успешно работает АЭС с энер­ гетическим реактором БОР-60 на быстрых нейтронах

вДимитровграде. Находится в эксплуатации крупнейший

вЕвропе и мире реактор на быстрых нейтронах БН-350

вШевченко. На Урале, недалеко от Свердловска, ведется сооружение первого опытно-промышленного демонстрацион­

248

н о г о р е а к т о р а н а б ы с т р ы х н е й т р о н а х м о щ н о с т ь ю 6 0 0 М е т .

д е н и е м .

Таково основное направление в развитии атомной энерге­ тики СССР. Однако это не означает, что в стране не про­ водятся исследования и разработки по ряду других пер­ спективных направлений. Так, в СССР, как и в США, разрабатываются реакторы на быстрых нейтронах с газо­ вым охлаждением. Если говорить о более «экзотических» проектах, как, например, американский реактор на рас­ плавленных солях, то и у нас тоже ведутся не менее «экзотические» работы по использованию в одноконтур­ ной схеме другого типа теплоносителя — диссоциирую­ щих газов в виде N20 4. Успехи этих и других работ опре­ делят их возможную роль в развитии большой атомной энергетики.

О роли реакторов на быстрых нейтронах в развитии атомной энергетики говорилось достаточно много. Свиде­ тельством значения, которое придается развитию реакто­ ров на быстрых нейтронах в нашей стране, являются решения XXIV съезда КПСС.

Следует остановиться на одном аспекте этой большой проблемы — на росте мощностей реакторов на быстрых нейтронах с точки зрения получения максимального и ин­ тегрального экономического эффекта и выборе в связи с этим топлива и характеристик реакторов.

Здесь вырисовываются два подхода. Один из них, основанный на соображениях краткосрочного характера, исходит из предпосылки, что уже первые коммерческие реакторы на быстрых нейтронах должны быть оптимизи­ рованы на минимальную стоимость производства электро­ энергии. Это, естественно, приводит к выбору плутониевых реакторов-бридеров с умеренными характеристиками по коэффициенту воспроизводства.

Однако может быть другой, более долгосрочный и гло­ бальный подход к стратегии развития атомной энерге­ тики. В очень общих чертах он основывается на следую­ щих соображениях.

Общепризнано, что реакторы-бридеры благодаря низ­ кой топливной составляющей обещают быть самым эко­ номичным типом реактора. Стоимость вырабатываемой ими энергии почти не зависит от стоимости исходного

249