Троэнергетики и её современное состояние

 

---

227
10.2. Альтернативные способы производства
электрической и тепловой энергии 
Альтернативная энергетика основывается на известных, но не ос-
военных в промышленных масштабах эффектах. Применительно к 
«большой энергетике» речь идет о расширении масштабов использова-
ния атомных реакторов на быстрых нейтронах и реализации на их осно-
ве замкнутого ядерного топливного цикла, об управляемом термоядер-
ном синтезе, о прямом преобразовании энергии водорода и кислорода в 
электрическую с помощью электрохимических генераторов (топливных 
элементов), о магнитогидродинамических генераторах. 
10.2.1. Реакторы на быстрых нейтронах.
Замкнутый ядерный топливный цикл 
Наращивание объемов добычи природного урана при использова-
нии существующей технологии АЭ, основанной на ядерных реакторах с 
тепловыми нейтронами (энергия тепловых нейтронов – 0,025 МэВ), не 
может обеспечить долгосрочное развитие крупномасштабной атомной 
энергетики. При использовании только ТР атомная энергетика относи-
тельно ресурсов не очень сильно превосходит обычную – всего лишь на 
10 %. Это обусловлено низкой эффективностью использования природ-
ного урана в таких реакторах – применяется только изотоп U-235, со-
держание которого в природном уране составляет всего 0,72 %, а ос-
новной составляющей является U-238 (99,28 %), вероятность деления 
которого в ТР очень низка. Кроме того, затраты на обращение с радио-
активными отходами и отработанным ядерным топливом (ОЯТ) при ис-
пользовании нынешних технологий постоянно растут. Общество XXI в. 
не будут устраивать растущие объемы радиоактивных отходов, произ-
водимых АЭС, а простое совершенствование существующих техноло-
гий не даст необходимого эффекта. Не менее острой проблемой являет-
ся предотвращение несанкционированного доступа к делящимся мате-
риалам и укрепление, тем самым, режима их нераспространения. 
Поэтому долговременная стратегия развития АЭ предполагает 
переход к прогрессивной технологии, прежде всего на основе исполь-
зования реакторов с «быстрыми» нейтронами (с энергией около 2 МэВ; 
т. н. быстрых реакторов – БР). Принципиально важно, что в БР при 
каждом акте деления ядер образуется значительно бόльшее количество 
нейтронов, которые могут быть использованы для превращения U-238 
в делящийся изотоп плутония Pu-239 (глубина выгорания природного 
урана 30–40 %), переработки топлива, выгруженного из реакторов 

---

228
АЭС, и последующего дожигания невыгоревших и вновь образовав-
шихся делящихся изотопов. Энергетическая ценность 100 г урана, из-
влеченного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), эквивалентна 
1 т нефти, 2–4 т угля, или 1500–3000 м
3
газа. Из 20 тыс. т ОЯТ можно 
изготовить 19,5 тыс. т нового ядерного топлива. Для получения такого 
количества «свежего» топлива необходимо добыть и переработать 
6 млн т урановой руды [25]. Только за счет вовлечения в ядерный топ-
ливный цикл U-238 удается увеличить энергетический потенциал до-
бываемого природного урана в 100 раз. В целом, перевод атомной 
энергетики на «всеядные» БР открывает перспективу создания топлива 
для АЭС в виде искусственных делящихся элементов с неограничен-
ными запасами, а само ядерное топливо переводит в разряд возобнов-
ляемых энергетических ресурсов. 
Одновременно с этим достигаются другие положительные эф-
фекты:
 
вовлекаются в производство электрической и тепловой энергии
оружейные делящиеся материалы; 
 
сокращается количество ОЯТ; 
 
уменьшается тепловое воздействие на окружающую среду (благо-
даря более высокому КПД энергоблоков); 
 
укрепляется режим нераспространения благодаря тому, что сво-
дится к минимуму транспортировка таких материалов, а основан-
ная на БР технология замкнутого топливного цикла осуществля-
ется в защитных камерах с помощью дистанционного управления 
и с широким использованием средств автоматизации [26, 27].
Топливный цикл атомной энергетики можно разделить на три 
стадии:
 
1-я – от добычи урановой руды до поставки на площадку АЭС те-
пловыделяющих сборок; 
 
2-я – от использования топлива в реакторе для выработки элек-
троэнергии до временного хранения ОЯТ на площадке АЭС;
 
3-я – от отправки ОЯТ в специальное хранилище (открытый топ-
ливный цикл) или на завод по переработке ОЯТ в новое топливо 
(закрытый топливный цикл) до захоронения отходов, рис. 10.1.
Замкнутый ядерный топливный цикл (замкнутый ЯТЦ) отличает-
ся от открытого тем, что после выдержки ОЯТ во временном хранилище 
на площадке АЭС оно направляется на радиохимический завод на пере-
работку для извлечения оставшегося урана (более 95 % от его первона-
чальной массы) и наработанного плутония и изготовление из них ново-
го топлива. Параллельно с этим происходит выделение и утилизация 
радиоактивных изотопов различных химических элементов. Кроме это-

---

229
го, выделяются и радиоактивные отходы. Они перерабатываются и раз-
мещаются в застывшей стеклянной массе, которая подвергается захоро-
нению в специально оборудованных могильниках. При этом длитель-
ность ЯТЦ, включая окончательное захоронение радиоактивных отхо-
дов, составляет от 50 до 100 лет. 
Рис. 10.1. Замкнутый ядерный топливный цикл 
Однако, несмотря на «всеядность» БР и возможности реализации 
с их помощью замкнутого ЯТЦ, они пока не получили широкого рас-
пространения из-за ряда серьезных проблем с их эксплуатацией. При 
своей кажущейся относительной простоте (отсутствие потребности в
замедлителе и поглотителе) они технически более сложны по сравне-
нию с ТР. 

---

230
Для их создания необходимо было решить ряд серьезных про-
блем, связанных в основном с тем, что для осуществления цепной ядер-
ной реакции количество топлива в реакторе должно быть не меньше оп-
ределенного значения, называемого критической массой. БР обладают 
существенно большей критической массой, чем ТР (при заданных раз-
мерах реактора). Чтобы БР не проигрывали по сравнению с ТР, необхо-
димо повышать мощность, развиваемую при заданных размерах реакто-
ра. Для уменьшения количества «замороженного» топлива на единицу 
мощности в БР необходимо обеспечить высокую плотность тепловыде-
ления. Это породило ещё одну проблему – для теплоотвода хорошо ос-
военный в тепловых реакторах теплоноситель – вода – не подходит в 
силу своих ядерных свойств. Она замедляет нейтроны и, следовательно, 
понижает коэффициент воспроизводства.
Для теплоотвода из БР был выбран расплавленный натрий, обла-
дающий хорошими технологическими, теплофизическими и ядерно-
физическими свойствами. Он позволил достичь высокой плотности теп-
ловыделения при приемлемых мерах обеспечения высокой степени 
безопасности. 
(В качестве теплоносителя рассматривается также эвтектический 
сплав свинца с висмутом).
Есть еще одна особенность использования ядерного топлива в БР. 
Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температу-
ры и в особенности в результате накопления продуктов деления проис-
ходит постепенное ухудшение свойств топливной композиции (смеси 
топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу, становится 
непригодным для дальнейшего использования.
Вследствие названных особенностей эксплуатации БР стоимость 
АЭС на их основе (АЭС-БР) по проектам 60-х гг. оказалась в
1,5–2,0 раза выше, чем АЭС с ТР (АЭС-ТР). В этой связи АЭС-БР про-
играли в конкуренции с АЭС-ТР. Планировавшееся создание уже в 
XX в. большой атомной энергетики (тысячи ГВт) реализовано лишь 
частично и главным образом на основе АЭС-ТР. 
Согласно имеющимся прогнозам, достижение конкурентоспособ-
ности АЭС-БР (с реакторами 4-го поколения) можно ожидать только 
после 2025 г. при эквивалентной цене урана порядка 200 долл/кг. 
В США в 70-е гг. было принято решение отказаться от ввода БР-
размножителей и переработки ОЯТ и сделать ставку на концепцию от-
крытого ЯТЦ. Вместе с тем, разработаны проект усовершенствованного 
модульного безопасного (на принципах естественной безопасности) бы-
строго реактора с натриевым теплоносителем, а также проект усовер-
шенствованного БР с замкнутым ЯТЦ для выжигания долгоживущих 
актинидов и продуктов деления. 

---

231