Энергетика сегодня и завтра

Проценко Александр Николаевич

ACT обычно располагается в непосредственной близости от города. Конструкторы позаботились о гарантиях ее надежной работы, об отводе остаточного тепловыделения после какой-либо вынужденной остановки реактора. Например, основной корпус окружен вторым корпусом "страховочным". Если реактор остановился, то тепло - благодаря естественной циркуляции воды за счет разности температур - отводится даже в случае выхода из строя основных циркуляционных насосов. А при работе на мощности тепло передается потребителю через специальный промежуточный контур. Другими словами, вода из реактора никак не сможет попасть в теплосеть.

Пожалуй, не случайно первые ACT появились в СССР.

Ведь большинство из нас проживает

в довольно холодных северных широтах. Посмотрите на географическую карту - вся территория США лежит южнее широты Киева. Поэтому нам приходится очень много энергии тратить на отопление жилищ и производственных помещений. Вот почему мы и через годы будем с такой же признательностью, как и первую АЭС, вспоминать атомные станции теплоснабжения под Горьким и Воронежем.

Еще не набрали силу атомные станции, вырабатывающие тепло, а в конструкторских бюро уже спроектированы станции для обеспечения теплом промышленности. "На их основе, - говорится в Энергетической программе, будут созданы ядерно-технологические комплексы".

Невозможно было "эволюционным" путем создать реакторы для выработки высокотемпературного теплд.

Здесь нужно было не модернизировать существующие типы ядерных котлов, а найти принципиально новое решение. И оно было найдено. В активной зоне реактора решили использовать температуростойкий конструкционный материал графит. Он не плавится, а только возгоняется при очень высокой температуре - 3700 градусов. Из графита выполнены как опорные конструкции, так и стенки активной зоны. Необычны и тепловыделяющие элементы, в которых спрятано ядерное топливо: они имеют форму сферы размером в бильярдный шар. Внутри каждого шара несколько тысяч комочков двуокиси урана в "скорлупах" из пирографита и карбида кремния.

В активной зоне реактора шары насыпаны беспорядочно, как горох в банке. Через пустоты между шарами продувается инертный благородный газ - гелий. Проходя через засыпку, гелий нагревается до 900-1000 градусов и потом отдает тепло потоку тех или иных технологических газов. С помощью этого тепла при 800- 900 градусов из природного газа выделяют водород, осуществляют "паровую конверсию метана". При соединении метана и паров воды в присутствии катализатора образуется смесь водорода и окиси углерода, или восстановительный газ, который можно использовать в металлургии для извлечения железа из руд, в химической промышленности для производства аммиака и затем азотосодержащих удобрений. При глубокой переработке нефти тоже незаменим водород, который позволяет увеличить "выход" жидкого топлива для автотранспорта, самолетов, дизельных тепловозов. Высокотемпературные реакторы способны наполовину сократить расход природного газа при получении водорода.

Соединение энергии ядерного котла с процессом паровой конверсии метана помогает также решить проблему обеспечения горячей водой и паром рассредоточенных потребителей. Ведь по территории нашей страны разбросаны десятки тысяч поселков и небольших городов, многие удаленные от крупных населенных пунктов промышленные и сельскохозяйственные предприятия.

Паровая конверсия метана предоставляет возможность дальней "хемотермической" передачи энергии от крупного ядерного центра к этим разбросанным объектам. Для этого смесь водорода и окиси углерода охлаждается, отдавая свое тепло поступающим на реакцию метану и воде, и с помощью компрессора передается по газопроводу к месту потребления. Там в присутствии специального катализатора при температуре 400-600° С проводится обратная реакция - соединение окиси углерода и водорода. При этой реакции выделяется энергия и восстанавливаются исходные вещества метан и вода. Метан по отдельному газопроводу возвращается на атомную станцию, чтобы снова принять участие в химической реакции, - цикл повторяется. Как видим, тепло

от реактора может быть в химически связанном виде передано на любое практически необходимое расстояние.

Колоссальными возможностями обладает ядерная энергетика, но и она не избавлена от недостатков. На Востоке говорят: "Даже роза дает тень". Одна из сложных проблем - где взять топливо для реакторов.

Топливная проблема в ядерной энергетике ставится по-другому, чем в энергетике нефти или газа. Если атомная станция вырабатывает электрическую мощность в один миллион киловатт, то за проектный срок службы она израсходует около 5 тысяч тонн урана. Казалось бы, не так много по сравнению с общими запасами этого радиоактивного элемента. Беда в том, что он содержится в земных недрах не столько в рудных залежах, сколько в рассеянном виде, и его концентрация в породах очень низкая. Добыча ядерного топлива обходится весьма дорого.

Не дешевле ли извлекать уран из морской воды - там его около 3 миллиардов тонн? Хватит для снабжения топливом в течение трехсот лет почти ста тысяч АЭС!

Увы, это обойдется в 10-20 раз дороже разработки рудных месторождений. Они-то и служат в настоящее время основным источником ядерного горючего.

По данным Международного агентства по атомной энергии, в сравнительно доступных для разработки рудных залежах сосредоточено во всем мире около 8- 10 миллионов тонн урана. На таких запасах ядерная энергетика сможет просуществовать лишь несколько десятков лет. Ситуация такая же, как с нефтью и газом:

дешевого сырья значительно меньше дорогого. Действительно, нефти тоже под землей много, нужно только поглубже бурить и тратить больше средств на добычу.

Но у ядерной энергетики есть одна коренная отличительная особенность. На ядерных энергетических станциях можно в принципе, кроме электроэнергии, производить также искусственное ядерное горючее. Оно, правда, обходится дороже, чем природный уран из рудных жил, однако по мере истощения дешевых месторождений придется разрабатывать все более труднодоступные и малорентабельные залежи или заниматься рудами с малой концентрацией радиоактивного сырья. Когда же стоимость добываемого природного урана сравняется со стоимостью искусственного ядерного топлива, атомная энергетика станет производить ядерное горючее на специальных промышленных атомных фабриках. При этом его стоимость возрастет в 3-4 раза и далее останется стабильной на сотни лет.

В 1973 году такая необычная атомная станция заработала в пустынной местности полуострова Мангышлак на берегу Каспийского моря в крае, богатом минеральными ресурсами, но бедном электроэнергией и пресной водой. Для жителей города Шевченко она стала давать электроэнергию и пресную воду, а для атомной энергетики - искусственное топливо - плутоний. Новая станция получила название БН-350. Это значит, что она работает на быстрых нейтронах и в качестве теплоносителя использует в реакторе натрий в жидком расплавленном виде, а 350 - электрическая мощность, которую можно было бы получить, если бы все полученное тепло превратилось в электроэнергию. На самом деле установка дает только 150 мегаватт электроэнергии, а остальное тепло расходуется на производство 120 тысяч тонн пресной воды в сутки.

Во всех отношениях ввод в действие первого промышленного реактора на быстрых нейтронах стал большим достижением советской атомной энергетики и вызвал значительный интерес за рубежом. Успех пришел не случайно. Быстрые реакторы давно привлекали внимание советских ученых. Ранее в Физико-энергетическом институте в городе Обнинске была создана и исследована целая серия подобных установок малой мощности. В Научно-исследовательском институте атомных реакторов в Дмитровграде вскоре вступил в строй опытный реактор БОР-60 мощностью 60 тысяч киловатт. В 1973 году пришла очередь БН-350, и затем последовали БН-600 и БН-800.