Анализ текущей ситуации в энергетике Российской Федерации Наука в атомной сфере

Атомная промышленность и наука в атомной сфере

В России действуют 17 глубоких хранилищ, в том числе 3 для удаления жидких РАО. В США эксплуатируются 560 нагнетательных скважин для удаления 46 млн. м3 ежегодно жидких токсичных промышленных стоков, имеются такие установки в странах Европы, Азии, Австралии. Широкое развитие получила закачка отходов бурения на морских платформах (Северное море, Мексиканский залив, Аляска).

Атомная промышленность

По данным МАГАТЭ около 19 % от всех разведанных мировых запасов сосредоточено в недрах Республики Казахстан. Общие запасы и ресурсы страны оцениваются в 1 609 тыс. тонн урана.

В настоящее время в мире существует дисбаланс между потребностью в топливе для АЭС в пересчёте на природный урана и количеством свежедобытого природного урана: при производстве топлива для АЭС вместо свежедобытого урана используются и другие - вторичные источников (складские запасы добытого ранее природного урана, регенерированный уран, МОХ топливо и др.).

По мере развития атомной энергетики и сокращения поставок за счет вторичных источников с 2014 года прогнозируется дефицит природного урана. В результате чего появляется ниша, которую будут стремиться занять страны, обладающие значительными ресурсами урана, такие как Австралия, Канада, Нигер, Центральноафриканская Республика. С целью занятия появившейся ниши, покрытия ожидаемого дефицита природного урана, удовлетворения возрастающих потребностей мировой атомной энергетики планируется увеличение добычи урана и выход Республики Казахстан по данному показателю на первое место в мире.

С целью расширения сырьевой базы, необходимой для поддержания добычи урана на требуемом уровне, была разработана Комплексная Программа развития минерально-сырьевой базы урана на 2007-2030гг., предусматривающая расширение сырьевой базы урана и обеспечения действующих уранодобывающих предприятий АО «НАК «Казатомпром» необходимыми запасами урана.

В 2008 году по добыче урана Казахстан уже вышел на 2 позицию в мире после Австралии, добыв 8 512 тонн урана в концентрате.

В декабре 2009 года Республика Казахстан вышла на первое место по добыче урана в мире.  Добыча природного урана на 21 декабря 2009 г. составила 13500 тонн. До конца года было добыто еще 520 тонн.

Объем добычи урана в Республике Казахстан в I квартале 2010 года составил 4060 тонн, что на 63% выше аналогичного периода прошлого года. Такая динамика роста была достигнута благодаря увеличению объемов производства практически на всех предприятиях холдинга, в том числе с началом добычи на рудниках ТОО «Байкен–U» и ТОО «Кызылкум», а также началом опытной добычи АО «СП «Акбастау».

В настоящее время добыча природного урана осуществляется на 21 руднике. Достигнутая мощность по добыче в 2010 году природного урана по этим рудникам составляет 18 131 тонн урана в год, проектная мощность – 22 000 тонн.

При реализации мероприятий настоящей программы необходимо обеспечить эффективное использование ресурсного потенциала страны для создания и сохранения стратегического запаса ядерного топлива в первую очередь для становления и развития в стране национальной атомной энергетики в долгосрочной и отдаленной перспективе.

Вопросы гарантированных поставок ядерного топлива, а также необходимость реализации масштабных программ по строительству новых АЭС привело к консолидации крупнейших компаний и фирм, вовлеченных в ЯТЦ. Такая консолидация повышает конкурентоспособность стран и компаний на мировых рынках. На сегодняшний день в мире существуют следующие альянсы: Toshiba-Westinghouse-Казатомпром, Areva-Mitsubishi, General Electric-Hitachi, а также Росатом, где консолидированы все российские ядерные активы. Для Казахстана, обладающего значительными запасами природного урана и производством компонентов ядерного топлива, сотрудничество в рамках вышеназванных альянсов позволит обеспечить не только самодостаточность во всех звеньях ЯТЦ, но и иметь свою долю на мировом рынке поставщиков ядерного топлива и высокотехнологичной урановой продукции. Ключевой задачей сотрудничества является эффективное использование ресурсного потенциала страны для укрепления позиций Казахстана на мировом ядерном рынке при сохранении стратегического запаса ядерного топлива для становления и развития в стране национальной атомной энергетики в долгосрочной и отдаленной перспективе.

Для занятия Казахстаном стратегически важных позиций в мировом ядерно-топливном цикле необходимо построение вертикально-интегрированной компании ЯТЦ в альянсе с ведущими зарубежными компаниями. При этом Казахстан, используя свой имидж, ресурсный потенциал и международные связи, может объединить усилия с ведущими компаниями ЯТЦ для участия в одном из самых перспективных сегментов атомной отрасли – в строительстве атомных станций. Реализация этой возможности важна для Казахстана как в плане роста экспортного потенциала экономики, развития инновационных отраслей и повышения престижа страны в мировом сообществе, так и в плане потенциального обеспечения производства электроэнергии в стране.

Существовавшая в Казахстане структура ядерно-топливного цикла образовалась в силу исторически сложившихся обстоятельств. Во времена Советского Союза урановая промышленность Казахстана была лишь одним из сегментов сложной единой структуры, которая представляла собой ядерный военно-промышленный комплекс, известный под названием «Министерство среднего машиностроения». После развала СССР Казахстану достался разорванный ядерно-топливный цикл: добыча природного урана и производство топливных таблеток.

Построение вертикально-интегрированной компании ЯТЦ заключается в создании промышленных производств ядерно-топливного цикла, элементы которого в настоящее время отсутствуют в атомной промышленности Казахстана, представленной НАК Казатомпром, который является национальным оператором Республики Казахстан по импорту-экспорту урана, редких металлов, ядерного топлива для атомных энергетических станций, специального оборудования, технологий и материалов двойного назначения. Введение отсутствующих элементов ЯТЦ позволит выпускать высокотехнологичную урановую продукцию и перейти от сырьевой составляющей в продукции предприятий урановой промышленности страны к выпуску урановой продукции  с высокой добавленной стоимостью. Освоение выпуска высокотехнологичной урановой продукции позволит решить проблему снабжения отечественных АЭС топливом и обеспечить Республике Казахстан самостоятельную позицию на мировом рынке урановой продукции.

Полученные результаты показали, что теплопроводность образцов МЯТ с имитацией выгорания 8,5 ат.% снижается на 23% при 700К и на 3% при 1850К по отношению к диоксиду урана без добавок. Введение ВПН Er 0,6%, Gd 4% и Gd 15% приводит к еще большему снижению теплопроводности на 32, 48 и 61% при температуре 700К и на 3, 7 и 23% при 1850К соответственно.

Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой» атомной энергетики Потребление энергии – важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века, когда потребление энергии в мире увеличилось почти в 15 раз, достигнув к концу прошлого столетия абсолютной величины около 9,5 млрд. тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя и элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, Франции, Великобритании и Германии.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Подготовка котла к растопке Растопку котла производят после очередного останова или ремонта. Предварительно проверяют качество выполнения ремонтных работ, а также устранены ли дефекты и учтены ли замечания, записанные в журнал дефектов перед остановом котла. Для этого осматривают котел и его вспомогательное оборудование, проверяя состояние горелок, обмуровки, обшивки, коллекторов, паро- и водопроводов, их арматуры и подвесок (опор). После значительных внутренних ремонтов контролируют состояние топочных экранов, внутренних элементов, горелок, поверхностей нагрева, их подвесок, опор, защитных и дистанционных устройств, обращая внимание на отсутствие трещин, свищей и вздутий, следов коррозии и загрязнений труб, правильность их установки и обеспечение термических расширений. Кроме того, осматривают: вспомогательные механизмы и их приводы, тягодутьевые машины (вентиляторы, дымососы, воздуходувки, электро- и турбоприводы, системы охлаждения и смазки); мельницы, питатели сырого топлива и пыли, бункера; элементы системы пылеприготовления, обдувки и дробеочистки; системы шлакозолоулавливания и удаления. Обязательным условием является проверка связи, освещения, противопожарной готовности блока. Затем проверяют запасы топлива в бункерах и воды в баках конденсата, положение арматуры и гарнитуры на пароводяном и газовоздушном трактах, подготовку мазутного и газового хозяйства, работу защитно-запальных устройств, бесперебойность подачи пара от постороннего источника, правильность установки грузов предохранительных клапанов.
В определенный момент они становятся функционально непригодны для нормальной работы реактора и подлежат удалению из него. Реактор ВВЭР мощностью 1000 МВт является источником 30 т ОЯТ ежегодно. Отработавшее топливо обычно перегружается из активной зоны с помощью специальной перегрузочной машины в бассейны выдержки, где хранится в течение 3-5 лет, при этом существенно снижается радиоактивность и тепловыделение, становится возможным вывоз ОЯТ с площадки АЭС. ОЯТ транспортируется на завод РТ-1 или РТ-2 для переработки или длительного хранения.
Источником энергии реактора служит процесс деления тяжелых ядер