Ядерная энергия

О ядерной энергии

Введение

Мирное использование ядерной энергии расширяется в различных сферах жизни, включая промышленность, медицину, сельское хозяйство и другие области. Производство электричества с помощью ядерной энергии — одно из наиболее важных направлений использования чистой и экономически конкурентоспособной энергии. Оно также представляет собой устойчивую технологию, которая гарантирует право будущих поколений на ископаемые ресурсы благодаря доступности их топлива на долгосрочные десятилетия.

Атомные электростанции расположены в более, чем 30 странах и производят 10% от общего объема электроэнергии, вырабатываемой изо всех источников, 440 действующими ядерными реакторами. В настоящее время строится около 50 реакторов и многие страны объявили о своих планах по развитию ядерных энергетических программ, рассматривая  их как стратегический вариант энергетики.

С момента своего создания, технология ядерных энергетических реакторов несколько раз усовершенствовалась — начиная с первого поколения до, так называемого третьего поколения (III +), конструкции которого характеризуются принятием стандартных и стереотипных техник, что положительно отражается на стандартах безопасности и стоимости реакторов данного поколения.

Вехи египетской ядерной программы

1955
Cоздание комиссии по атомной энергии.
1957
Основание института атомной энергии.
1961
Эксплуатация первого исследовательского реактора в Иншасе.
1963
Основание кафедры ядерной инженерии в Александрийском университете.
1964
Объявление всемирного тендера на строительство атомной станции для производства электроэнергии и опреснения морской воды в городе Сидикрере.
1966
Выдача письма о намерениях первой компании, участвующей в тендере.
1967
Война июня 1967 г., проект был остановлен.
1974
Проведение конкурса с ограниченным участием между американскими компаниями на осуществление проекта по созданию атомной электростанции в городе Сидикрере.
1976
Основание Управления по Атомным Электростанциям (NPPA).
1976
Cоздание Высшего совета по вопросам энергетики.
1977
Основание Управления по ядерным материалам.
1979
Проект остановлен в результате аварии Три-Майл-Айленд в США.
1980
Выбор площадки Эль-Дабаа для строительства египетской АЭС.
1981
Издание указа президента о выделении площадки Эль-Дабаа для строительсва АЭС.
1981
Одобрение ядерной программы Египта Высшим Советом по вопросам энергетики.
1981
Создание фонда по поддержке проектов альтернативных источников энергетики.
1982
Объявление всемирного тендера на строительство атомной электростанции в городе Эль-Дабаа.
1986
Проект был прерван из за аварии на Чернобыльской АЭС в бывшем СССР.
1998
Монтаж и ввод в эксплуатацию второго египетского экспериментального реактора в Иншасе.
2006
Начало общенационального диалога по изучению использования ядерной энергии в генерации электроэнергии.
2006
Реформирование Высшего Совета по вопросам энергетики под председательством премьер-министра.
2007
объявление о стратегическом решении Египта по строительству ряда реакторов для производства электроэнергии.
2007
Формирование Высшего Совета по мирному использованию атомной энергии во главе с Президентом Республики.
2008
Объявление о всемирном тендере на выбор консультационной компании для сооружения АЭС
2011
Разработка и окончательная доработка спецификаций первой атомной электростанции в сотрудничестве с экспертами МАГАТЭ после аварии в Фукусиме.
2013
Премьер-министр Египта принял решение от 10/10/2021 об утвержденнии Управлением атомных электростанций возобновления работ консультанта по осуществлению этапов,связанных с проектом АЭС ЭЛЬ–дабаа
2014
Заключение контракта с главным управлением инженерных войск вооруженных сил Египта на реабилитацию площадки АЭС Эль-дабаа, охрану и обеспечение безопасности основным объектам и продолжение мониторинга окружающей среды на площадке
2015
Подписание межправительственного соглашения между Арабской Республикой Египет и Российской Федерацией о сотрудничестве в области строительства и эксплуатации первой АЭС российской технологии в Египте.
2016-2017
Переговоры с российской стороной о строительстве, эксплуатации, поставке топлива и хранении отработавшего топлива АЭС, состоящей из 4-х энергоблоков с реакторами ВВЭР 1200 МВт.
2019
Выдача лицензии на утверждение площадки Эль-Дабаа (SAP) Египетским Управлением по регулированию ядерной и радиологической безопастности ENRAA).

Ядерная безопасность

Принципы безопасности на атомных электростанциях

  • Ядерная безопасность — это защита людей, окружающей среды и общества от вредного воздействия ионизирующего излучения. Она включает в себя безопасность ядерных установок и деятельности и обеспечивается посредством ряда строгих технических и административных мер, принимаемых в соответствии с международными стандартами и направленных на предотвращение возникновения аварии и контроль за ней, а затем на смягчение ее последствий, если она предположительно произойдет, что называется Концепцией «глубокоэшелонированной защиты». Предотвращение аварии является главной и первостепенной целью всех, кто занимается ядерной энергетикой, а регулирование ядерной и радиологической безопасности является национальной обязанностью, и ее достижение возлагается на оператора.

 

  • При проектировании атомных электростанций учитывается комбинация пяти независимых друг от друга и последовательных барьеров безопасности, которые могут оказывать вредное воздействие на людей и окружающую среду, только если они перестают функционировать. При выходе из строя одного из уровней защиты (эшелона) или барьеров будет доступен следующий уровень или барьер. Эта концепция называется «глубокоэшелонированной защитой». Первые четыре уровня предназначены для защиты барьеров и снижения выбросов, а последний уровень относится к чрезвычайным мерам за пределами площадки для защиты населения в случае радиационных выбросов.

Радиационная защита

Защита работников и населения от воздействия ионизирующего излучения является обязательным требованием в ядерной промышленности. Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ / ICRP) определила три основных принципа, необходимых для достижения радиологической защиты:

  • Принцип обоснования: Запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.
  • Принцип оптимизации (принцип ALARA): Этот принцип предназначен для поддержания на минимально низком и достижимом уровне радиационного облучения и называется ALARA. Он включает три фактора (время -расстояние -экранирование).
  • Принцип нормирования: Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения, установленных государственным регулирующим органом (за исключением медицинского облучения, на которое этот принцип не применяется).

Типы ядерных реакторов

Ядерные энергетические реакторы разделяются на два основных типа в зависимости от метода реакции между компонентами: Ядерные реакторы и термоядерные реакторы.

Ядерные реакторы в свою очередь подразделяются на два главных типа в зависимости от скорости частиц (нейтронов), вызывающих ядерное деление: Реакторы на тепловых (медленных) нейтронах («тепловые реакторы») и Реакторы на быстрых нейтронах («быстрые реакторы»).

Реактор с водой под давлением (PWR)

 

PWR является самым распространенным типом в мире, так как существуют 310 действующих реакторов, что составляет около 66% ​ядерных реакторов всего мира, а также существуют 43 строящихся блоков. В этих реакторах в качестве топлива используется обогащенный уран с 3 до 4% урана-235 и Легкая вода— в качестве теплоносителя. Топливо изготавливается в виде небольших таблеток высотой 2 см. и диаметром менее 1 см. Эти таблетки помещаются в длинные трубки, называемые тепловыделяющими элементами(твэл), длина каждого из которых составляет около 4 метров.

Оболочка твэлов обычно изготавливается из сплавов циркония или нержавеющей стали, обладающих следующими свойствами:

  • Высокой коррозионной, эрозионной и термической стойкостью.
  • Не изменяют характер поглощения нейтронов в реакторе.

 

Ряд тепловыделяющих элементов собирается в организованной инженерной конструкции с использованием металлической решётки, образуя так называемые тепловыделяющие сборки. Мощность реактора зависит от количества тепловыделяющих сборок в нем. Тепловыделяющие сборки собираются в так называемый корпус реактора под давлением, представляющий собой цилиндрический сосуд с полусферической крышкой, являющейся одним из наиболее важных неизменяемых компонентов станции и определяющей срок службы реактора.

 

Охлаждающая вода поддерживается под высоким давлением около 160 атм. с помощью, так называемого компенсатора давления, так что не допускается превращение теплоносителя в пар внутри активной зоны, поэтому используется второй контур для передачи температуры теплоносителя, а затем для генерации пара и производства электричества. Наличие второго контура повышает безопасность реактора путем сепарации первого контура, подвергнутого воздействию излучения, от парогенератора.

Кипящий водо-водяной реактор (BWR)

Это второй самый распространенный тип, так как существуют 63 действующих реакторов, что составляет около 16% ядерных реакторов всего мира, а также существуют 4 строящихся блока. В этих реакторах в качестве топлива используется обогащенный уран на 3-5% урана 235U и Легкая вода— в качестве теплоносителя.
Состав тепловыделяющих элементов отличается от используемого в реакторе с водой под давлением (PWR) только формой тепловыделяющих сборок, состоящих из нескольких тепловыделяющих элементов, собранных и помещенных вместе металлической решёткой для формирования тепловыделяющих сборок.
Охлаждающая вода поддерживается под средним давлением около 70 атм, так что она закипает в активной зоне, образуя пар, который поступает непосредственно в турбину, запускающую, в свою очередь, электрогенераторы.

Графито-водный ядерный реактор (RBMK)

Активная зона графито-водного ядерного реактора состоит из графитовых блоков, пронизанных так называемыми технологическими каналами, в которых размещаются твэлы, и по которым протекает теплоноситель–вода. Вода превращается в пар, который выходит непосредственно на турбины. В таких реакторах замедлителем служит графит, и теплоносителем – лёгкая вода.

Стоит отметить, что графито-водными реакторами была оборудована первая в мире Обнинская АЭС мощностью 5 МВт, введенная в эксплуатацию в июле 1954 года на территории бывшего Советского Союза и была остановленная ​​в 2002 году.

Добавьте к этому, что Чер­но­быль­ский реактор номер 4, в котором 26 апреля 1986 года произошла ядерная авария, в результате которой произошла утечка радиоактивных веществ, относится к этому типу реакторов. Все реакторы этого типа расположены на территории бывшего СССР.  Графито-водный ядерный реактор отличается от обычных реакторов с водой под давлением и кипящих водо-водяных реакторов отсутствием бетонной защитной оболочки, которая должна выдерживать давление и температуры, возникающие в результате тяжелых аварий, что не подвергает людей и окружающую среду излучению.

Тяжеловодный ядерный реактор (PHWR)

 

Всего в мире на данный момент действуют 49 энергетических реакторов на тяжёлой воде, что составляет 10% ​ядерных реакторов всего мира и 2 строятся. Тяжеловодный ядерный реактор — ядерный реактор средней электрической мощностью и был разработан в основном в Канаде. Природный уран (который содержит 0,7% урана-235) используется в качестве топлива и тяжелая вода D2O (где дейтерий заменяет водород в воде) — в качестве теплоносителя и замедлителя. Тяжелая вода характеризуется низким поглощением нейтронов, что воздействует увеличению количества нейтронов, вызывающих деление и позволяет напрямую использовать природный уран в качестве топлива без необходимости обогащения. Охлаждающая вода активной зоны поддерживается под давлением и внутри труб, содержащих тепловыделяющие сборки. Второй контур используется для генерации пара. Конструкция PHWR отличается возможностью производить перегрузку топлива на ходу.

Газоохлаждаемый ядерный реактор (GCR)

Газоохлаждаемые ядерные реакторы были первыми реакторами, на которых удалось управлять цепной реакцией деления. Первый газоохлаждаемый ядерный реактор, известный как реактор “Ферми”, был построен и введен в эксплуатацию в 1942 году. Фактическое использование этих реакторов для производства электроэнергии началось с середины 1950-х годов, когда многие страны во главе с Великобританией начали строительство первых поколений этих реакторов.

Наиболее важными и известными типами газоохлаждаемых реакторов являются нижеследующие:

  • Магнокс-реакторы
  • Улучшенные реакторы с газовым охлаждением
  • Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением

 

1- Магнокс-реакторы

 

Магнокс— серия ядерных реакторов, разработанная в Великобритании, в которой в качестве ядерного топлива используется природный металлический уран на 0.7% урана-235. Использование металлического природного урана в качестве топлива привело к поддержанию эксплуатационных условий в активной зоне реактора во избежание повреждения топлива и упаковки при высоких температурах или уровнях выгорания топлива и, следовательно, такие реакторы были сконструированы для работы при температурах до 350 ° C.

 

Активная зона реактора содержит ряд графитовых блоков с вертикальными каналами для топлива. Тепловыделяющие элементы изготовлены из металлического природного урана, покрытого тонким слоем магнита (магний – алюминий – бериллий – медь). Поэтому эти реакторы называют Magnox.

 

Двуокись углерода используется в качестве теплоносителя под давлением до 13 атм. Тепло реактора передаётся теплоносителем в шесть парогенераторов по обе стороны активной зоны реактора, где генерируется пар, который, в свою очередь, движется в турбину для производства электроэнергии, а теплоноситель вновь возвращается в активную зону. В качестве замедлителя используется Графит в форме блоков с каналами, по которым поступают тепловыделяющие элементы и стержни управления.

2- Улучшенные реакторы с газовым охлаждением

Несмотря на безопасную эксплуатацию реакторов типа Magnox, стремление к улучшению эксплуатационных параметров привело к усовершенствованию современных поколений газоохлаждаемых реакторов, так называемых улучшенные реакторы с газовым охлаждением.

В качестве топлива диоксид урана используется незначительно (2 – 3 % урана – 235). Топливо изготавливается в форме коротких полых таблеток. Эти таблетки упакуются в оболочках из нержавеющей стали с добавлением хрома и ниобия, составляя тепловыделяющие элементы.

В качестве теплоносителя используется углекислый газ под давлением до 39 атм. Тепло активной зоны реактора передается теплоносителем в парогенераторы, где генерируется пар, который, в свою очередь, движется в турбину для производства электроэнергии, а теплоноситель вновь возвращается в активную зону. В качестве замедлителя используется графит, так как в активной зоне реактора находится ряд графитовых блоков с каналами, содержащими тепловыделяющие сборки.

3- Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

В зтих реакторах в качестве топлива используется уран с высоким содержанием урана-235, смешанного с торием-232. Использование тория-232 в топливной промышленности связано с тем, что он превращается в уран-233 при поглощении нейтронов. Поскольку уран-233 является расщепляемым, он считается добавлением к основному топливу. Топливо изготавливается в форме коротких таблеток из «карбида урана и тория», покрытых графитом и помещенных в полости графитовых блоков, используемых в качестве замедлителя.

 

Газообразный гелий используется в качестве теплоносителя. Он является инертным газом, который не взаимодействует с графитом, используемым в качестве замедлителя, независимо от повышения температуры и он не поглощает нейтроны, следовательно, не превращается в радиоактивный газ.

Ядерное топливо

Ядерное топливо является источником энергии в ядерных реакторах, где высвобождается огромное количество тепловой энергии в процессе деления. Характеристики и количество ядерного топлива связаны с выбором технологии, используемой в реакторе, его конструкцией и методами эксплуатации. В качестве топлива используются два типа ядерных материалов:

 

  1. Материалы, делящиеся тепловыми нейтронами и называемые расщепляющимися материалами (fissile materials), среди которых есть первичные (имеющиеся в природе) и вторичные (получаемые искусственно). К первым принадлежит уран-235 (0,7% сырья) и ко вторым относятся уран-233 и плутоний-239. Уран-235 используется либо природным в качестве топлива в тяжеловодных ядерных реакторах, либо обогащённым почти на 3-4% в легководных реакторах. Процесс увеличения доли изотопа 235 U в уране называется обогащением.

 

  1. Так называемые воспроизводящие материалы “fertile materials”—уран-238 (до 99,3% урановой руды) и торий-232. Они так называются, потому что они превращаются в делящиеся материалы при столкновении с нейтронами. Первый превращается в плутоний-239, а второй – в уран-233. Плутоний используется в качестве основного топлива в реакторах на быстрых нейтронах и используется в качестве топлива в реакторах на тепловых нейтронах в форме смеси с МОКС-топливом.

Преимущества использования ядерного топлива:

  • Оно имеет огромную энергоемкость по сравнению с другими типами, используемыми для генерации электроэнергии. Незначительное количество топливных таблеток, которое может быть положено человеком на ладонь, способно удовлетворить потребности всей семьи на целый год.
  • Ядерным реакторам необходимо лишь ограниченное количество ядерного топлива в год для производства электроэнергии, следовательно, его легко перемещать и хранить в качестве стратегического запаса и в количествах, достаточных для многолетней эксплуатации АЭС.
  • Образующиеся отходы имеют малый размер, поэтому они могут долгосрочно храниться в небольшом пространстве.
  • Доля ядерного топлива в затратах на производство электроэнергии снижается по сравнению с другими типами топлива, поэтому цены на электроэнергию остаются почти стабильными в случае колебаний и роста цен.
  • Использование ядерного топлива сохраняет чистую окружающую среду, так как оно не приводит к образованию вредных для окружающей среды газов, таких как оксиды углерода, сера и азот.
  • Оно доступно в обильных количествах и надежно на протяжении сотен лет.

Ядерные отходы

Радиоактивные отходы

Как и все другие источники энергии, ядерная энергия производит отходы, поэтому следует предпринять соответствующие меры для защиты людей и окружающей среды от их негативного воздействия. Отходы, образующиеся в результате использования определенных источников энергии, различаются по объему, характеристикам и способам утилизации.

Объем отходов, образующихся на угольной электростанции мощностью 1000 МВт, ежедневно требует 1000 тонн угля, что приводит к выбросу 300 тонн диоксида серы, 5 тонн золы, содержащей другие элементы, такие как: хлор, кадмий, мышьяк, ртуть, свинец, а также некоторые радиоактивные вещества. В противном случае та же самая энергия, произведенная на атомной электростанции, ежегодно приводит к образованию 500 кубических метров отходов.

Источники радиоактивных отходов

Радиоактивные отходы образуются в результате следующих производственных деятельностей:

  • Выгорания ядерного топлива на АЭС с образованием так называемого отработавшего топлива.
  • Всех процессов и этапов ядерного топливного цикла.
  • Использования радиоактивных изотопов в научных исследованиях, промышленности, горнодобывающей промышленности и сельском хозяйстве.
  • Ядерной медицины, включая диагностику, лечение, производство лекарств и радиоактивных источников.

Классификация радиоактивных отходов

Нет международной стандартной классификации радиоактивных отходов, но факторами, влияющими на их классификацию являются нижеследующие:

  • Тип и концентрация радиоактивных элементов в отходах.
  • Период полураспада радиоактивных элементов (промежуток времени, за который распадается половина от исходного количества ядер изотопа радиоактивного элемента).

Это естественное свойство, различающееся в зависимости от типа элемента).

  • Физическое состояние отходов по твердости, жидкости и газообразности.
  • Методы обработки и хранения.

Например,

При классификации радиоактивных отходов, Соединенные Штаты полагаются на концентрацию радиоактивного изотопа в определённом объеме воздуха или воды следующим образом:

  • Высокоактивные отходы (ВАО), включающие некоторые продукты производства ядерного оружия, все продукты ядерного топливного цикла и отходы атомных электростанций, такие как отработавшее ядерное топливо.
  • Среднеактивные отходы (САО), включающие ядра альфа-излучающих радиоактивных элементов с атомной массой более 92, периодом полураспада более пяти лет и концентрацией более 7,3 E6 беккерелей на килограмм. (САО) образуются в основном при производстве ядерного оружия.
  • Низкоактивные отходы (НАО), включающие почти все другие типы отходов, не включенные в предыдущие две категории. Низкоактивные отходы (НАО) составляют наибольшую часть радиоактивных отходов (иногда достигают более 70% от общего количества отходов) и образуются в основном с использованием изотопов и радиоактивных источников в медицине, научных исследованиях и промышленных применениях, а также с использованием всех материалов и инструментов в любой операции, связанной с радиоактивным источником, например: одежды, перчаток, уколов, инструментов гигиены, жидкостей, содержащих радиоактивные материалы.

Обращение с радиоактивными отходами

Важнейшие цели обращения с радиоактивными отходами — захоронение радиоактивных изотопов и предотвращение их вредного воздействия на окружающую среду и людей. Процесс включает сбор и сортировку отходов, уменьшение их объема и изменение химического и физического состава, например, путем концентрирования жидких отходов и, наконец, их кондиционирование с целью иммобилизации и упаковки перед хранением и захоронением.

Существуют три основных этапа обработки ядерных отходов:

1- Предварительная обработка

В ходе предварительной обработки отходы подготавливаются к обработке и она может включать их сортировку и разделение на загрязненные и незагрязненные предметы. Иногда оказывается необходимым уменьшить физические размеры отходов, например, путем их резки или измельчения с целью оптимизации последующей обработки. Методы дезактивации позволяют уменьшить объем отходов, требующих обработки, благодаря чему сокращаются затраты на их захоронение.

 

2- Обработка

После того, как отходы надлежащим образом подготовлены, следующим шагом является обработка с целью повышения их безопасности и снижения затрат на дальнейшие этапы обращения, такие как хранение или захоронение. Обычно процессы обработки приводят к уменьшению объема радиоактивных отходов в результате отделения радиоактивной составляющей от общей массы отходов, что часто изменяет состав отходов в процессе обработки. В зависимости от характера отходов и требований к форме отходов на выбранной площадке захоронения, могут быть использованы разнообразные этапы процесса обработки отходов. Двумя типичными примерами обработки являются сжигание твердых отходов и выпаривание жидких отходов.

 

3- Кондиционирование

В ходе третьего этапа технологического процесса – кондиционирования – отходы переводятся в безопасную, стабильную и удобную в обращении форму, с тем чтобы их можно было перевозить, хранить и подвергать захоронению. Целью методов кондиционирования является замедление высвобождения в окружающую среду радионуклидов из подвергнутых захоронению отходов. При кондиционировании отходов перед захоронением их зачастую подвергают герметизации или отверждению в цементе, битуме или стекле или помещают в защитные чехлы, представляющие собой специальные контейнеры.

Обновлено 25 марта, 2021