Ресурсоенергозбереження в атомній енергетиці

Скачати

Атомна енергетика є базовою складовою в енергозабезпеченні країни, виробляючи близько 50 % вітчизняної електроенергії. За цим показником Україна посідає шосте місце в світі (після Франції, Литви, Словаччини, Бельгії та Швеції). Відповідно до планів енергозабезпечення країни, надалі роль атомної галузі ще більше посилюватиметься. Вирішальна роль у підвищенні енергетичної безпеки країни, стале енергозабезпечення зростаючої вітчизняної економіки, покращення екологічної ситуації – такі стратегічні зав дання постають перед галуззю згідно з Енергетичною стратегією України [1]. Саме тому з боку влади, науки й громадськості приділяється пильна увага стану, проблемам, стратегії розвитку атомної енергетики.
Коли йдеться про атомну енергетику, то на першому плані знаходяться питання безпеки експлуатації діючих сьогодні в країні ядерних блоків та атомної інфраструктури, передусім Чорнобильської зони.
Безпечна експлуатація атомних енергоблоків є незаперечною умовою існування атомної енергетики, тому для вирішення цієї проблеми постійно відбуваються заходи технічного, організаційного й наукового характеру. Експлуатація атомних електричних станцій (АЕС) в Україні здійснюється відповідно до вимог Законів «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», «Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань», Норм радіаційної безпеки України (НРБУ-97) тощо. Чинне законодавство у цій сфері визначає основні вимоги до охорони здоров’я від можливої шкоди, пов’язаної з опроміненням джерелами іонізуючого випромінювання, вимоги до безпечної експлуатації АЕС, а також вимоги до охорони навколишнього природного середовища.
Експлуатація АЕС за останні роки не викликала ніяких екологічних змін, які б свідчили про погіршення стану навколишнього середовища у районах їх розташування. В цілому радіаційні параметри, що характеризують роботу АЕС, не перевищували нормативних значень, а радіаційний захист персоналу та населення забезпечувався на достатньому рівні.
Мета даної роботи – дослідити процеси, що відбуваються у вітчизняній атомній галузі, оцінити її сьогоднішній стан та можливості реалізації стратегічних планів з розвитку атомної енергетики країни.
При модернізації АЕС та переході на реактори нового типу першочерговим є необхідність ресурсоенергозбереження. В першу чергу це стосується підвищенню ККД реакторних установок, зменшенню втрат енергії при її перетворенню з теплової у електричну. Також особливо актуальним у атомній енергетиці є підвищення коефіцієнта використання встановленої потужності, що фактично зводиться до співвідношення часу коли реактор віддає у електромережу країни номінальну потужність (наприклад, 1000 МВт) до часу коли він працює не на повну потужність у зв’язку з профілактичними роботами.

 

1 ЯДЕРНА ЕНЕРГЕТИКА У СВІТІ ТА УКРАЇНІ: СТАН ТА ПЕРСПЕКТИВИ РОЗВИТКУ

1.1 Характеристика галузі атомної енергетики

Ядерна енергетика ґрунтується на перетворенні внутрішньоядерної енергії в інші види: теплову, механічну та електричну, а потім у використанні її для промислових та побутових потреб. На атомних електростанціях (АЕС) ядерна енергія перетворюється в електричну: АЕС використовує теплоту, котра утворю­ється в ядерних реакторах внаслідок ланцюгової реакції поділу ядер деяких важ­ких елементів, і потім перетворює її в електричну енергію.
Атомна енергетика – це не тільки атомні електростанції, а й комплекс підп­риємств, які потрібні для забезпечення їх паливом. Це рудники, де добувають уранову руду, заводи по її переробці і виділенню окислу урану, підприємства, на яких відокремлюють ізотопи урану і створюють тепловиділяючі елементи. Після того, як ці елементи з ураном використають на атомній електростанції, їх транс­портують на завод, де з цього використаного палива відокремлюють осколки поділу і неспалене паливо. Цей цикл закінчується захороненням або утилізацією решток поділу та інших радіоактивних елементів.
Атомна енергетика стала окремою галуззю енергетики після Другої світової війни. Сьогодні вона відіграє важливу роль в електроенергетиці багатьох країн світу. Ядерна енергія – найбільш концентрована форма енергії, котра використо­вується людиною.
У природі існує тільки один елемент, який сам ділиться, – це уран. Уранова руда складається з трьох ізотопів: урану-234, урану-235 та урану-238; і тільки уран-235 підходить як паливо для ядерних електростанцій. До складу руди вхо­дить не більше 0,7 % урану-235. Кількість ізотопу збільшується в процесі збага­чення приблизно до 90 % урану-235.
Для того, щоб уранове паливо та шкідливі і дуже радіоактивні продукти поділу не потрапили в навколишнє середовище і не впливали на людину, а та­кож на все інше живе, його поміщують в тонкі, схожі на олівець оболонки. Це стальні колонки з товщиною стінки 20-30 мм, з нержавіючої сталі. Вони також ще називаються тепловиділяючими елементами (ТВЕЛ), які звичайно встанов­люються вертикально, щоб потік води чи газу, який протікає між ними, сприй­мав тепло, що виділяється при поділі. Проходячи між гарячими ТВЕЛами, охо­лоджувальна речовина нагрівається, виводиться назовні і використовується для отримання пари, яка необхідна для приводу турбогенератора ТЕЦ.
Майже 4/5 вироблюваної енергії використовується в європейській частині СНД, і транспортування палива для теплових станцій складає приблизно 40 % вантажообігу залізничного транспорту. Добова витрата мазуту тепловою елект­ростанцією потужністю 2000 МВт перевищує

 

8,3 тис. т, вугілля – 10 тис. т, в той час як кількість ядерного палива для АЕС тієї ж потужності становить 180 кг.

Таблиця 1.1 – Динаміка і структура виробництва електроенергії (оперативні дані) в Україні

Виробники електроенергії

2005 р.

2011 р.

Відхилення(+,-) проти 2005 р.

 

млн. кВт/г

у % до
загального
вироб-ництва

млн. кВт/г

у % до загально­го вироб­ництва

млн. кВт/г

%

Виробіток електроенергії – всього

181312,4

100,0

185179,9

100,0

3867,5

2,1

У тому числі:

 

 

 

 

 

 

Електро-станціями Мінпаливенерго

172097,5

94,9

176603,1

95,4

4505,6

2,6

З них: ТЕС

73331,6

40,4

75506,0

40,8

2174,4

3,0

ГЕС

11735,0

6,5

12333,0

6,7

598,0

5,1

АЕС

87022,3

48,0

88756,1

47,9

1733,8

2,0

НДЕ

8,6

 

8,0

 

-0,6

 

Блок-станціями і комунальними ТЕЦ

9214,9

5,1

8576,8

4,6

-638,1

-6,9

1.2 Ядерна енергетика в Україні

За даними Міжнародного агентства з атомної енергетики (МАГАТЕ) в середньому виробництво одного МВт електроенергії АЕС коштує близько 2÷3 $ (доларів), ТЕС – 25÷50 $, ТЕС на газу – 37÷60 $. По друге, на ТЕС (теплова електростанція) в результаті спалювання органічного палива утворюється велика кількість попелу, золи, диму, вуглекислого газу та інших продуктів горіння, які неможливо повторно використовувати як паливо. У ланцюговій же реакції поділу, що проходить в енергетичному ядерному реакторі, «вигоряє» не все ядерне паливо (уран-235), а тільки його надлишок над критичною масою для даної активної зони. У відпрацьованому ядерному паливі лишається досить велика частка урану-235, який після регенерації може бути знову (на відміну від золи й шлаків органічного палива) використаний як паливо. Нарешті, при опроміненні ядерного палива в ньому утворюється новий матеріал - плутоній, який можна використовувати як ядерне паливо.
Електроенергія теплових станцій – задоволення не з дешевих, а будівництво гідростанцій в такій рівнинній країні, як Україна – нерентабельне та спричиняє негативний вплив на природу. Атомна енергетика – найрентабельніша серед інших видів отримання енергії: при всіх витратах на добування, збагачення, зберігання та переробку ядерного палива «атомна» кіловат-година електроенергії удвічі дешевша від “теплової”.
Звучить парадоксально, але найбільший питомий викид шкідливих речовин (на одиницю  виробленої  електроенергії)  дає  вугільна  станція.  У  вугіллі  є  природні радіоактивні речовини - торій, довгоживучі ізотопи урану, продукти їхнього розпаду (включаючи радіотоксичні радій, радон і олоній), а також довгоживучий радіоактивний ізотоп калію - калій-40. При спалюванні вугілля ці речовини потрапляють у зовнішнє середовище. Питома активність викидів ТЕС в 5÷10 разів вища, ніж АЕС.
Крім того, значна частка природних радіонуклідів, що є у вугіллі, накопичується в відвалах ТЕС. В тонні золи ТЕС утримується до 100 г радіоактивних речовин. На АЕС подібний канал їхнього розповсюдження відсутній, оскільки технології обігу з вилученим з реактора опроміненим ядерним паливом (ОЯП) виключають його прямий контакт із зовнішнім середовищем. У цілому радіаційний вплив ТЕС на населення приблизно в 20 разів вищий, ніж АЕС такої ж потужності.
Теплові електростанції «відповідальні» за кислотні дощі, що різко знижують родючість земель і врожайність сільськогосподарських культур, спричиняють загибель лісів. Одна вугільна електростанція потужністю 1 млн. кВт викидає щорічно в навколишнє середовище близько 90 т миш’яку, 300 т барію, 20 т ртуті та інших токсичних елементів – усього близько двох мільярдів смертельних для людини доз.

Таблиця 1.2 – Порівняння характеристик атомної та теплової електростанції

За рік електростанція потужністю 1000 МВт потребує (тонн)

 

Теплова електростанція

Атомна електростанція

Палива

3,9х106 т вугілля

22 т двоокису урану

Атмосферного кисню

5,5х109 м³

не потребує

Викиди ТЕС і АЕС потужністю 1000 МВт за рік (тонн)

 

Теплова електростанція

Атомна електростанція

Викидів вуглецю

10х106

немає

Окису сірки

124 000

немає

Попелу та сажі

7 300

немає

Канцерогенних речовин

0,012

немає

П'ятиокису ванадію

37

немає

Твердих відходів

80 000

немає

Країни ЄС підписали Кіотський протокол про зменшення викидів парникових газі, і жодна з них не зможе виконати передбачені протоколом вимоги, якщо і надалі буде покладатися винятково на традиційні джерела енергії. Раніше вважалося, що порятунком мають стати так звані «зелені» джерела енергії, отримані передусім за рахунок вітру та сонця. Але «зелена» енергетика розвивається так повільно, що впродовж 50 наступних років не зможе замінити атом, газ, вугілля та нафту. Фахівці розуміють, що атомна енергетика – найчистіша з усіх нині доступних. Про плани будівництва АЕС заявляють все нові й нові країни. Це явище назвали «ядерним ренесансом». Отже, ми стоїмо на порозі нової сторінки в історії розвитку «мирного» атома.
Основою ядерних потужностей у світі є енергетичні реактори. Крім них існують дослідницькі реактори для проведення наукових експериментів, суднові (двигуни кораблів-атомоходів) та інші, котрих порівняно небагато.
Енергогенеруюча компанія ДП НАЕК “Енергоатом” заснована 1996 року. НАЕК “Енергоатом” є оператором атомних станцій України і на чотирьох з них експлуатує 15 енергоблоків загальною потужністю 13835 МВт, 13 - ВВЕР-1000 і 2 - ВВЕР-440 з водо-водяними енергетичними реакторами.


Рис. 1.1 – Розташування атомних електростанцій на території України

1.3 Міжнародна діяльність у галузі ядерної енергетики

На початок 2008 року у 32 країнах світу (у яких проживають дві третини населення планети), за даними МАГАТЕ, діяло 442 ядерних енергоблоки загальною енергетичною потужністю ≈ 370 000 МВт. Ядерна частка в електричній генерації у світі склала 17%. У 2007 році підключені до мережі три нових енергоблоки: по одному в Китаї, Індії та Румунії, а у США ще одного подовжено експлуатацію.
У Росії працюють 10 АЕС, на яких експлуатується 31 енергоблок, 15 – з водо-водяними реакторами під тиском (ВВЕР), серед них 9 реакторів ВВЕР-1000, 6 реакторів ВВЕР-440, 15 енергоблоків з канальними киплячими реакторами (РВПК), в тому числі 1 реактор РВПК-1000 та 4 реактори ЕГП-6, один енергоблок з реактором на швидких нейтронах ШН-600. Їх сумарна електрична потужність близько 23 200 МВт. На Білоярській АЕС працює єдиний у світі енергетичний реактор на швидких нейтронах ШН-600. Найбільше діючих ядерних енергоблоків у США (104), далі йдуть Франція 7(59) і Японія (55). В стадії будівництва знаходиться 28 енергоблоків, 16 з яких споруджуються в Азії. Найбільш динамічно атомна енергетика розвивається в Китаї, Індії, Україні та Росії.
Будуються реактори: в Китаї - Qinshan II-4 потужністю 610 МВт і Hougyanhe-1 (1000 МВт); у Франції - Lamanville-3 потужністю 1600 МВт; в Південній Кореї - Shin Kori-2 потужністю 960 МВт і Shin-Wolsing-1 потужністю 960 МВт; в Росії (у Северодвинську) -два енергоблоки на плавучій АТЕС потужністю кожного 35МВт. Окрім цього, відновлено будівництво на блоці Watts Bar-2 у США.
У США Комісія з ядерного регулювання (NRC) схвалила ще одне додаткове подовження ліцензії на 20 років (всього до 60-річного терміну), що доводить загальну кількість подовжених ліцензій АЕС до 48. Ліцензія на експлуатацію канадського блоку Gentilly-2 подовжена на чотири роки (до 2010 року). Ліцензії блоків Loviisa-1 і 2 у Фінляндії були подовжені до 2027 і 2030 років відповідно.

Рис. 1.2 – Рейтинг держав світу за кількістю діючих енергоблоків АЕС

На початок 2008 року у світі повністю виведені з експлуатації 10 АЕС, а їх майданчики вивільнені для використання. 17 станцій частково демонтовані та безпечним образом законсервовані. На 32 проводяться демонтажні роботи з метою подальшого звільнення майданчика, а на 34 реакторах проводиться мінімальний демонтаж перед довгостроковою консервацією.
У Болгарії схвалено початок будівництва АЕС Веlеnе. Три прибалтійські держави – Литва, Латвія та Естонія разом з Польщею досягли принциппової домовленості щодо будівництва до 2015 року атомної електростанції, Литва прийняла необхідне законодавство, щоб зробити це будівництво можливим. Туреччина також прийняла нове законодавство, що дозволяє будувати АЕС. Всього у Європі, за даними МАГАТЕ, в стадії будівництва 12 блоків (2 у Болгарії, 1 у Фінляндії, 1 у Франції, 6 в Росії та 2 в Україні).
У країнах ЄС частка ядерної енергетики становить 34 %, що удвічі вище середньосвітової. До 2050 року фахівці прогнозують збільшення потужностей світової атомної енергетики як мінімум вдвічі.


Рис. 1.3 –   Рейтинг держав світу за сумарною потужністю діючих енергоблоків атомних електростанці, МВт

Серед країн, що планують в себе будувати нові атомні електростанції, першість за Росією та Індією – по 6 енергоблоків, Китай будуватиме найближчим часом 5 енергоблоків.
Світові тенденції нарощування ядерної енергетики зумовлені рядом об'єктивних факторів. В XXI столітті умови розвитку світової енергетики регламентуються обмеженістю та вичерпаністю ресурсів енергетичних копалин, насамперед нафти та природного газу, значним забрудненням навколишнього природного середовища продуктами згоряння, різким збільшенням потреб на енергоносії. За оцінками експертів, розвіданих запасів нафти вистачить на 40 років, газу - на 60. Разом з цим запаси урану зможуть забезпечити роботу працюючих енергоблоків приблизно на 100 років, а перспективних типів - на 400 тис. років. На даному етапі розвитку людства реальної альтернативи ядерній енергетиці немає.
Ядерна енергетика за умови нормальної експлуатації та гарантованої локалізації радіоактивних відходів має безперечні переваги. Принципові переваги ядерної енергетики наступні:
– необмежені ресурси палива та надзвичайно висока концентрація енергії: 1 кг урану за кількістю енергії еквівалентний 20 000 кг вугілля;
– компактна форма ядерних відходів та відсутність продуктів згоряння - мінімальні викиди в атмосферу: 2÷6 г двоокису вуглецю на кВт·°С (приблизно стільки ж виділяється при використанні енергії сонця та вітру), що на два порядки нижче, ніж при використанні вугілля, нафти, природного газу.
Найближчими десятиліттями основним шляхом підтримання рівня виробництва електроенергії та його подальшого нарощування є використання традиційних типів генерації - теплової, ядерної та гідроенергетики.
Альтернативні джерела - сонячна, вітрова, геотермальна енергетика та інші обмежені як за потенційним енергоресурсом, так і за економічними показниками. Отже, за світовими прогнозами частка альтернативних джерел найближчі 20÷30 років не перевищуватиме 10 %, незважаючи на їх екологічну привабливість.
На сьогоднішній день більшість теплових електростанцій в Україні давно відпрацювала свій проектний термін експлуатації. Залишковий ресурс теплової енергетики України - 5÷7 років. Не на багато краща ситуація і в атомній енергетиці - в 2011 році закінчується проектний термін експлуатації першого енергоблока Рівненської АЕС, а за ним і інших енергоблоків. Це означає, що до 2030 року більшість діючих АЕС буде виведено з експлуатації, навіть ті АЕС, ресурс яких буде подовжений після їх модернізації. І цілком логічним є рішення уряду реалізувати нові проекти в атомній енергетиці, первинними ресурсами для яких стануть запаси урану в Україні.
Вуглеводневе паливо – головне джерело енергії, і буде таким протягом десятиліть. Навряд чи потрібно очікувати, що до 2050 року рівень видобутку нафти і навіть газу помітно перевищить сучасний. Найоптимістичніші уявлення щодо зростання інших енергетичних джерел: вугілля (тут величезні ресурси «зустрічаються» з настільки ж значними проблемами), поновлюваної енергії (поки це практично біомаса, гідроенергія і вітер), а також щодо підвищення енергетичної ефективності економіки світу не спроможні врятувати становища. Частина незадоволеного попиту складе до середини століття близько третини від всієї споживаної енергії. Цей незадоволений попит буде служити постійним джерелом зростання міжнародної напруженості. Скоріше всього попит на будь-які види енергетичних ресурсів буде тільки наростати.
З огляду на прогноз динаміки зміни енергоспоживання у світі, потреби в енергоресурсах і частка сучасних енерготехнологій протягом поточного сторіччя збільшаться приблизно у два рази в порівнянні з сучасним рівнем.  Для необхідних масштабів енергоспоживання не вистачить ніяких корисних копалин. З відомих у даний час енерготехнологій необхідними ресурсами спроможна забезпечити лише ядерна енергія. Так, ресурсів урану, щорічно оцінюваних експертами ОЕСР і МАГАТЕ, достатньо для задоволення світових потреб в енергії (50 млрд. тонн в рік) не менше ніж на 500 років.
На нинішньому етапі ми ще далекі від ядерного буму 60-х років минулого століття, коли у світі вводили в експлуатацію 10÷15 реакторів в рік. Але вже більше як сорок країн офіційно заявили про наміри створити ядерний сектор у своїй національній енергетиці.
Сучасні плани розвитку ядерної енергетики до середини століття зараз у міжнародній свідомості орієнтуються на масштаб порядку 1000 ГВт і безперервно переглядаються в сторону збільшення.
Визнаний світовий авторитет – Міжнародне енергетичне агентство ОЕСР, ще декілька років назад пророкувало спад інтересу до ядерної генерації. Тепер МЕА заявляє про «глобальну енергетичну революцію».

1.4 Перспективи розвитку ядерно-енергетичного комплексу України

Енергетична революція не оминула стороною і Україну. Визначним для неї став 2004 рік. Він ознаменувався пуском двох енергоблоків-мільйонників на Рівненській та Хмельницькій АЕС, які компенсували втрачені потужності Чорнобильської АЕС. Україна увійшла до першої десятки держав з розвиненою ядерною енергетикою. Але в найближчому майбутньому Україна може із експортера електроенергії перетворитися в її імпортера.
Основними об'єктами ядерно-енергетичного комплексу (ЯЕК) України є енергогенеруючі потужності (4 діючих АЕС з 15 ядерними енергоблоками загальною встановленою потужністю 13 835 МВт), об'єкти уранодобувної промисловості, а також об'єкти промислового виробництва окремих систем, приладів та обладнання для потреб ЯЕК (зокрема, потужності ВАТ „Турбоатом”).
Протягом тривалого часу ЯЕК України забезпечує близько половини загального виробництва електроенергії в Україні, що робить його стабільне функціонування обов’язковою умовою сталого розвитку економіки всієї країни.

Рис. 1.4 – Виробництво електроенергії в Україні

Головною метою розвитку ядерної енергетики в Україні на період до 2030 року є забезпечення ефективного та конкурентоспроможного виробництва електро- і теплоенергії на АЕС та іншої продукції на підприємствах ЯЕК за наступних визначальних умов:
– безумовного дотримання всіх норм та вимог з безпеки об'єктів ЯЕК і обмеження їх впливу на населення і навколишнє середовище;
– забезпечення національної безпеки України за паливно-енергетичними показниками;
– мінімізації за межами планованого періоду негативних економічних, соціальних, екологічних та інших наслідків від функціонування ЯЕК протягом запланованого періоду;
– забезпечення ефективного використання раніше здійснених капіталовкладень;
– забезпечення безперервності функціонування ЯЕК за межами планованого періоду. Основною    кінцевою    продукцією    ЯЕК    у    вказаний    період    залишатиметься електроенергія, яка буде вироблятися на існуючих та нових енергоблоках АЕС України в обсязі до 50% від загального її вітчизняного виробництва. Ефективність виробництва та стабільність всієї системи буде забезпечуватися використанням потужностей у маневровому режимі, синхронізацією роботи із суміжними закордонними мережами, створенням матеріальних резервів та/або диверсифікацією постачання продукції та інше.
Відповідно до прогнозу розвитку економіки України, споживання електроенергії, враховуючи заходи з енергозбереження, зросте від нинішнього рівня - приблизно 150 млрд. кВт· годин/рік - до 290 млрд. кВт· годин/рік у 2030 році, що визначає перспективи розвитку електроенергетичної галузі.
До 2015 року видобування урану в Україні планується збільшити до рівня, який дозволить забезпечити виробництво ядерного палива для всіх українських АЕС в повному обсязі (в даний час потреби задовольняються за рахунок власного видобування лише на 25÷30 %).
У 2005 р. на чотирьох діючих АЕС експлуатувались 15 енергоблоків, які відпрацювали, в середньому, близько половини передбаченого проектами строку експлуатації. Останнім часом досягнуто значного покращання техніко-економічних показників роботи АЕС. У 2005 році АЕС виробили 88,8 млрд.кВтг, або 47,9% від загального виробітку електроенергії в країні. Коефіцієнт використання встановленої потужності (КВВП) у 2004 році досяг 79,5%, але у  2005 році він знизився до 75% внаслідок обмежень на лініях видачі потужності.
Стратегією планується збереження протягом 2006 - 2030 рр. частки виробництва електроенергії АЕС на рівні, досягнутому у 2005 році (тобто, близько половини від сумарного річного виробництва електроенергії в Україні).
Таке рішення обґрунтовується, у першу чергу наявністю власних сировинних ресурсів урану, а також - стабільною роботою АЕС, потенційними можливостями країни щодо створення енергетичних потужностей на АЕС, наявними технічними, фінансовими та екологічними проблемами теплової енергетики.

Рис. 1.5 – Річне виробництво електроенергії в Україні у період 2005-2030 рр., млрд.кВтг

Для виробництва у 2030 р. на АЕС 219,0 млрд.кВтг електроенергії потрібно мати 29,5 ГВт встановленої потужності при КВВП на рівні 85%.
Будівництво нових потужностей АЕС у період до 2030 року визначається кількістю  нині діючих енергоблоків, які можуть знаходитися в цей період в експлуатації з урахуванням  продовження строку їх експлуатації на 15 років. До 2030 року в експлуатації будуть знаходиться 9 нині діючих енергоблоків АЕС: 7 енергоблоків з продовженим понад проектний строком експлуатації - № № 3, 4, 5, 6 ЗАЕС, № 3 РАЕС, № 1 ХАЕС, № 3 ЮУАЕС
та 2 енергоблоки, які введено в експлуатацію у 2004 році - № 2 ХАЕС та № 4 РАЕС. Таким чином, для забезпечення цілей Стратегії щодо обсягу виробництва електроенергії необхідно ввести до 2030 року в експлуатацію 20-21 ГВт заміщуючих та додаткових потужностей на АЕС.
Досвід світової ядерної енергетики та експлуатації реакторних установок водо-водяного типу в Україні дозволяє зробити вибір для нового будівництва на користь енергоблоків із реакторними установками з водою під тиском, тобто, типу РWR / ВВЕР. Передбачуваний рівень одиничної потужності нових енергоблоків АЕС має бути від 1000 до 1500 МВт. Принципове рішення щодо вибору потужності та типів нових енергоблоків прийматиметься у період до 2007-2008 року на підставі:

  • додаткової оцінки умов енергосистеми України;
  • порівняння техніко-економічних показників;
  • оцінки стану розроблення та освоєння в експлуатації енергоблоків в інших країнах.

При виборі типу енергоблока для конкретного майданчика доцільно передбачати однотипні енергоблоки. Слід керуватися принципом однотипності в рамках тимчасового періоду 3-5 років.
До кінця 2016 року планується ввести в експлуатацію енергоблоки № 3 і № 4 Хмельницької АЕС. Вибір постачальників цих енергоблоків має бути здійснено у
2006-2007 рр., при цьому слід врахувати наявність розвиненої інфраструктури майданчика Хмельницької АЕС та великий обсяг виконаних будівельних робіт з основних споруд.
При формуванні графіка будівництва та введення генеруючих потужностей враховується цикл спорудження енергоблока - орієнтовно 12  років, що охоплює виконання всіх етапів, починаючи з розробки ТЕО (проектування, будівництво, введення в експлуатацію), а також виконання відповідних дозвільних процедур на кожному з етапів. При цьому для енергоблоків, які будуть введені в експлуатацію до 2021 р., тривалість цього циклу передбачається скороченою на 2-3 роки.

Рис. 1.6 – Будівництво і введення в експлуатацію енергоблоків з використанням прилеглих майданчиків АЕС (енергоблоки 1000 МВт та 1500 МВт)
Для практичного втілення Стратегії необхідно підвищити ефективність використання ядерного палива шляхом завершення переходу на 4-річний та наступного переходу на 5-річний паливний цикл, скоротити тривалість планово-попереджувальних ремонтів шляхом оптимізації періодичності їх

 

проведення та підвищення якості робіт. Важливо виконати заходи з модернізації і реконструкції основного обладнання та систем АЕС, виконати в повному обсязі заходи із продовження строку експлуатації, перш за все, елементів, заміна яких унеможливлена або вкрай витратна. Необхідно забезпечити ефективне зняття з експлуатації енергоблоків АЕС на етапі завершення їх життєвого циклу та своєчасне спорудження нових потужностей на доповнення та заміну тих, що знімаються з експлуатації.
Необхідно у період 2006 – 2010 рр.:

  • забезпечити, починаючи з 2006 року, роботи з обґрунтування та вибору
    3 - 4 нових майданчиків для будівництва АЕС;
  • завершити розробку ТЕО на спорудження на нових майданчиках в 2013-2021 роках енергоблоків загальною потужністю 6 ГВт;
  • обґрунтувати та прийняти рішення щодо продовження строків експлуатації енергоблоку № 1 Рівненської АЕС у понад проектний строк.

У період 2011-2030 рр. необхідно:

  • ввести в експлуатацію до кінця 2016 року 2 ГВт нових потужностей на майданчику Хмельницької АЕС – енергоблоки № 3 і № 4;
  • ввести в експлуатацію в 2019-2021 рр. на нових майданчиках 6 ГВт потужностей АЕС;
  • продовжити строки експлуатації енергоблоків № 1, № 2 та № 3 Южно-Української АЕС,
    № 1, № 2, № 3, № 4, № 5 та № 6 Запорізької АЕС, № 2 та № 3 Рівненської АЕС й № 1 Хмельницької АЕС у понад проектний строк;
  • ввести в експлуатацію у період 2024-2030 рр. заміщуючі та додаткові енергоблоки загальною потужністю 12,5 ГВт;
  • розпочати виконання робіт із зняття з експлуатації 6 енергоблоків АЕС після завершення їх продовженого строку експлуатації;

Крім цього, в період 2027-2030 рр. необхідно розпочати будівництво 6,5 ГВт нових потужностей АЕС для введення їх в експлуатацію за межами 2030 року.

 

 

2. ТЕХНОЛОГІЧНІ СХЕМИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ

2.1 Класифікація ядерних реакторів АЕС

Ядерний реактор - пристрій для здійснення і підтримання ядерної реакції поділу ядер важких елементів вільними нейтронами. Поділ супроводжується виділенням енергії, яка перетворюється в теплову в результаті зупинення оскол­ків ядер.
У центральній частині реактора розташована активна зона, в якій проходить ядерна реакція. Вона складається з уповільнювача з технологічними каналами, всередині яких знаходяться тепловиділяючі зборки (ТВЗ). ТВЗ складаються з тепловиділяючих елементів, стержнів, серцевина яких вироблена з ядерного палива, охоплених оболонкою, або конструкційним матеріалом. Теплота, яка виділяється в ТВЕЛах і складає більше 90 % усієї ядерної енергії поділу, виводиться з реакто­ра потоком рідкої чи газоподібної речовини - теплоносієм по системі тепловідбору. Активній зоні надають форму кулі або циліндра і поміщають її в корпус, що дозволяє робити ТВЕЛи однакових розмірів. Щоб реакція не зупинилась і не стала надкритичною, в активну зону вводять компенсуючі стержні з матеріалів, які доб­ре поглинають нейтрони. Пуск і зупинка реактора, перехід з одного рівня потуж­ності на інший і підтримання його в критичному стані забезпечуються регулюю­чими стержнями. При аварійних ситуаціях в роботу вступають стержні аварійного захисту. Ядра U238, які не розділились після захоплення нейтронів, перетворюють­ся в ядра Pl239. З метою отримання якомога більшої кількості Pl239 активну зону екранують і називають зоною відновлення. Для зниження радіації до безпечного рівня і створення нормальних умов праці реактор екранують біологічним екраном, до складу якого входить сповільнювач “швидких” нейтронів. Це може бути вода, свинець, залізо чи бетон, який містить залізну руду.
Класифікація ядерних реакторів наступна.
За призначенням:

  • енергетичні-для отримання енергії;
  • транспортні-для силових установок транспортних засобів;
  • виробничі - для отримання радіоактивних ізотопів (Pl239, U233);
  • дослідницькі-для наукових дослідів.

За ядерно-фізичним процесом: . 

  • реактори на теплових нейтронах;
  • реактори на “швидких” нейтронах (перевага останніх в тому, що коефіцієнт віднов­лення значно більший одиниці, а перших - 0,5-0,8).

За структурою активної зони:

  • гомогенні - паливо і сповільнювач утворюють рівномірну суміш;
  • гетерогенні - вони розділені, а розміщення палива всередині ТВЕЛів поліпшує радіа­ційну обстановку.

За видом ядерного палива:

  • на природному урані;
  • на збагаченому урані;
  • на керамічному та металевому паливі (керамічне паливо – UO2. Переваги: висока пористість, що дає можливість виходу продуктів поділу під оболонку ТВЕЛів, не взає­модіє з H2O та СО2).

За видом теплоносія і сповільнювача:

  • графітно-водяний;
  • графітно-газовий;
  • водо-водяний;
  • титано-водяний.

За видом ядерного палива реактори на АЕС бувають різних типів. Ізотопний склад палива визначає кількість ядерної речовини, яка ділиться і відновлюється. В залежності від цього реактори бувають на природному урані і на збагаченому, в якому вміст U235 може досягати 95 %. Найбільш дешеве пали­во – природний уран, але активні зони з таким паливом мають великі розміри. Ядерне паливо може мати різний хімічний склад. В більшості реакторів як паливо використовують урановмісні речовини: двоокис урану UО2 і сплави ура­ну з металами. В залежності від хімічного складу ядерного палива реактори бу­вають на керамічному і металевому паливі. Керамічне паливо UO2 має температуру плавлення 2800°С, мало взаємодіє з водою при високих температурах і не взаємодіє з цирконієм, нержавіючою стал­лю, вуглекислим газом. Перевагою також є невисока щільність, яка дає можливість вільно виходити газоподібним продуктам поділу із палива під оболонку ТВЕЛа. Металевий уран порівняно рідко використовується як ядерне паливо, оскі­льки його максимальна робоча температура 667,7°С. При цій температурі зміню­ється кристалічна структура урану і збільшується його об’єм, що може призвес­ти до руйнування оболонки ТВЕЛа. Механічна міцність урану покращується після клерування його молібденом, алюмінієм та іншими металами, котрі слабо поглинають нейтрони.
На АЕС отримана в реакторі теплота перетворюється в електроенергію за допомогою парових турбін і електричних генераторів. У парових турбінах вико­ристовують водяний пар як робоче тіло. Принцип отримання теплової енергії в реакторах різних типів однаковий, але використання теплоти в залежності від призначення – різне.
За числом контурів циркуляції для передачі виділеної теплоти по робочо­му тілу виділяють одно-, дво- та триконтурні теплові схеми.
Одноконтурні АЕС. Теплоносій, який приймає теплоту в активній зоні реа­ктора, надходить в турбіну як робоче тіло. В активній зоні відбувається паро­утворення, пара надходить в турбіну, віддає енергію і в конденсаторі знову утво­рюється вода, яка знов подається в реактор. Основний недолік – турбіни і кон­денсатори забруднюються радіоактивними речовинами, які потрапляють разом з парою.
Двоконтурні АЕС. Схема складається з двох контурів, причому контур теплоносія називається першим, а контур робочого тіла – другим. Перший кон­тур призначений для виділення теплоти з ядерного реактора, а другий – для пе­ретворення її в механічну енергію, а потім в електроенергію. Теплообмінна по­верхня парогенератора не дозволяє радіоактивним речовинам потрапляти з пер­шого контура в другий.
У триконтурних АЕС (рис.2.1) використовується теплоносій натрій, який потрібен для запобігання контакту в парогенераторі радіоактивного натрію першого контура з водою і викиду їх у приміщення АЕС. Триконтурні АЕС най­більш складні та дорогі тому, що використання рідкометалевого теплоносія ускладнює обладнання. Ці АЕС роблять на реакторах на “швидких” нейтронах, і призначені вони як для отримання електроенергії, так і для отримання плутонію.

Рис. 2.1 – Теплова схема триконтурної АЕС

2.2 Перспективи модернізації реакторів українських АЕС

Збільшення потужності енергоблоків поліпшує технікоекономічні показни­ки виробництва енергії на станціях: чим ближче одинична потужність реактора до 1000 МВт, тим більше вона конкурентоспроможна з тепловими електростан­ціями. АЕС проектуються як великі енергетичні комплекси з кінцевою сумарною потужністю 4-6 млн. кВт. Створення великих атомних електростанцій вигі­дно і з економічної точки зору. Удосконалення технології виробництва атомної електроенергії безпосередньо пов’язане з розширенням енергоресурсів. Як ядер­не паливо для атомних електростанцій можна використовувати U235, U233 та Pl239. Уран-233 і плутоній-239 у природних умовах не існують, їх можна отримати в процесі ядерних реакцій з торію-232. Природний уран, який добувають на гірни­чих підприємствах, містить в собі 0,7 % урану-235, а інші 99,3 % – це уран-238. Сучасні АЕС працюють на теплових нейтронах з паливом із збагаченого урану-235. Щоб проникнути в ядро 238U і викликати його перетворення на 239U, потрібні швидкі, а щоб викликати ділення 235U — повільні нейтрони. Реактори, в яких основну роботу здійснюють швидкі нейтрони, називаються швидкими, а реактори, котрі працюють на повільних нейтронах, — тепловими. У процесі роботи в паливі утворюються довгоживучі радіонукліди: америцій (Am), кюрій (Cm), нептуній (Np), технецій-99 (99Tc) та йод-129 (129I). На сьогодні розроблені і випробувані технології, завдяки яким довгоживучі радіонукліди (з періодом піврозпаду в десятки й сотні тисяч років) вилучаються з відпрацьованого ядерного палива і піддаються трансмутації у швидких реакторах. У такому випадку замкнений ядерно-паливний цикл стає екологічно прийнятним, бо вимагає контролю за збереженням вилучених високоактивних відходів (у тому числі стронція-90 (90Sr) і цезія-137 (137Cs)) протягом лише 100—200 років.
За основу такої енергетики могли б послужити великопотужні швидкі реактори в циклі U-Pu з коефіцієнтом відтворення більше одиниці. Тобто у такий реактор завантажується так зване рівноважне паливо із суміші природного урану та плутонію. У процесі роботи плутоній вигоряє як паливо, а під дією утворюваних нейтронів із 238U напрацьовується знову ж таки плутоній. Таким чином, після закінчення роботи у відпрацьованому паливі виявляється стільки Pu, скільки було завантажено, а тому при новому завантаженні реактора плутоній не треба ні витягати, ані додавати. Для коригування складу палива слід лише додавати U — задля компенсації спаленої частини. Отже, технологія зводиться тут в основному до очищення палива від продуктів ділення. При цьому довгоживучі радіонукліди повертаються в реактор для трансмутації, а високоактивні Sr та Cs повинні витримуватися у тимчасовому сховищі 100—200 років. Після зниження активності ці відходи навічно ховатимуться згідно із згадуваним вище принципом радіаційно-міграційної еквівалентності. Окрім усього іншого, у швидкому реакторі можна допалювати і радіоактивні відходи з теплових (“повільних”) реакторів.
Отже, швидкі реактори мають багато переваг. Щоправда, за минулі роки склалося уявлення про швидкі реактори, як обов’язково дорогі. Але ситуацію можна поліпшити. За фізичними й технічними принципами конструкції і керування великопотужні швидкі реактори з рідкометалічним охолодженням значно простіші від LWR та інших теплових реакторів, а крім того, куди ефективніше використовують паливо та енергію. Таким чином, проблема їхнього здешевлення полягає лише у випрацюванні оптимальних технічних рішень. Головною причиною високої вартості першого покоління швидких реакторів було використання в них у якості теплоносія хімічно високоактивного натрію. Для запобігання його контакту з водою і повітрям при нормальній експлуатації та на випадок аварії використовуються триконтурна схема охолодження, страхувальний корпус, численні системи контролювання та захисту парогенераторів, перевантаження палива. Усе це «нагромадження» допоміжного устаткування дуже ускладнює всі технологічні процеси та удорожчує конструкцію. А можливість займання та закипання натрію при аваріях не дозволяло повною мірою реалізовувати властиві швидким реакторам якості безпеки.
Нещодавно у Росії розпочата державна програма «Екологічно чиста енергетика». Її мета — зменшення впливу на навколишнє середовище усіх ланок паливно-енергетичного комплексу. Зокрема, передбачається нарощування екологічно чистого виробництва електроенергії атомними станціями і створення безпечної й економічної моделі АЕС, яка стане базою розвитку ядерної енергетики у великих масштабах.
У рамках програми розробляється проект реактора на швидких нейтронах з охолодженням рідким свинцем. Ця модель називається БРЕСТ
(быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). Забезпечення безпеки її експлуатації досягається не стільки створенням нових або удосконаленням уже застосовуваних захисних бар’єрів, скільки за рахунок оптимального врахування фундаментальних фізичних та хімічних властивостей ядерного палива, теплоносія й інших компонентів, що дає змогу реалізувати принцип природної безпеки.
У конструктивному плані БРЕСТ істотно відрізняється від експлуатованих нині зразків. Його реакторна установка належить до басейнового типу, коли в шахту з теплоізоляційного бетону заливається свинець, а в нього «вставляються» активна зона, парогенератор, насос та інші системи забезпечення. Циркуляція свинцю в контурі здійснюється за рахунок створюваної насосами різниці рівнів нагрітої та «охолодженої» речовини.
До особливостей БРЕСТа слід віднести і конструкцію його тепловидільних елементів (ТВЕЛів). За традиційною технологією вирівнювання тепловиділення по радіусу реактора досягається за рахунок зміни збагачення у ТВЕЛах, а в БРЕСТі просто застосовуються ТВЕЛи різного діаметру. У якості палива використовується мононітридна композиція уран-плутонію (UN-PuN) та мінорних актиноїдів. Реактор здатний за одну кампанію спалювати до 80 кг як «власних» актиноїдів, так і отриманих із ОЯП теплових АЕС.
Українські реактори нині споживають 2350 т урану (в еквіваленті) на рік. Більша частина українських підтверджених запасів урану є відносно дорогими для видобування. Україна має 86910 т урану, які вона може видобувати на рівні цін 80 дол./кг або менше. За прогнозами, за існуючих цін на уран українські запаси дозволяють виробляти по 2000 т урану на рік протягом приблизно 43 років. Проте світові ціни на уран мають тенденцію до зростання. Тільки у 2006 р. світова ціна на уран зросла більше ніж удвічі – з 88 дол. за кг до 180-190, а за останні три роки (2004-2006 рр.) – у шість разів.
Упродовж 2007 р. прогнозується зростання ціни на уран у 1,5-2 рази. Зростання цін на уран дає Україні можливість нарощувати видобуток урану з економічною вигодою для країни.
Україна планує до 2015 року повністю забезпечувати свої потреби в урані за рахунок власного видобутку. Для збільшення виробництва урану в країні заплановано освоєння Новокостянтинівського родовища, реконструкція та переоснащення гідрометалургійного виробництва, розвідка та освоєння нових родовищ. Уряд сьогодні оприлюднив плани доведення до 2010 р. видобутку урану до 1,4 тис. т на рік. До розробки українських родовищ виявляють зацікавленість іноземні компанії. Співробітництво з ними можливе, якщо буде розроблено прозорий механізм такої співпраці, а головним пріоритетом її стане дотримання національних інтересів України.
Вторинним джерелом забезпечення ураном може стати переробка відходів уранового виробництва, значні обсяги яких (десятки млн. т) знаходяться на території Дніпропетровської області. Водночас така переробка сприятиме покращенню екологічної ситуації в регіоні.

Таблиця 2.1 – Виробництво урану в Україні

Виробництво урану в Україні

2000

2001

2002

2003

2004

Виробництво урану (руди), т

1005

750

800

800

800

Частка світового виробництва, %

2,8

2,0

2,2

2,3

2,0

Новим етапом у розвитку атомної енергетики стало використання на АЕС ядерних реакторів на “швидких” нейтронах. В таких реакторах одночасно з утво­ренням енергії відбувається перетворення урану-238 в плутоній-239, який також використовується як ядерне паливо. Реактори-розмножувачі дозволяють прибли­зно в 20 разів більше використовувати ядерне паливо, а також можливе викорис­тання урану, котрий розщеплений у морській воді, що більш ефективно та еко­номічно.
Сьогодні на основі досліджень стала реальною задача комплексного вико­ристання атомних станцій для виробництва електричної та теплової енергії, тоб­то на базі розміщення атомних електростанцій поблизу міст та промислових об’єктів. Вплив атомної енергетики на природне середовище відносно невели­кий: виробництво енергії на АЕС не супроводжується використанням кисню, забрудненням атмосфери СО, SO2, золою, а викиди в атмосферу радіоактивних речовин значно нижчі від встановлених норм, ніж ТЕЦ. Екологічний вплив АЕС дуже великий у “тепловому” відношенні, забрудненні води та підвищенні її тем­ператури. Хоч і цей недолік можна використовувати в сільському господарстві, якщо не перевищені норми радіації; їх можна використовувати в тепличних, теп­ловодних рибних та мікробіологічних господарствах тощо.
Атоменергопромисловий цикл складається з двох окремо територіально розташованих блоків: видобування і збагачення урану в районах його покладів; функціонування АЕС і АТЕЦ в районах споживання їхньої електроенергії.
Можливість розташування АЕС у потрібному районі завдяки абсолютній транспортабельності сприяє розвитку поблизу станцій електро- і теплоємних виробництв. Наприклад: виплавлення алюмінію – Запорізька АЕС, алюмінію та нікелю – Кольська АЕС.
Взагалі АЕС розташовують незалежно від паливно-енергетичного фактора та орієнтують на споживачів у районах з напруженим паливно-енергетичним балансом. Оскільки АЕС водоємкі, їх споруджують біля водних джерел. До най­більших експортерів уранових руд належать Канада, Нігерія, Бразилія, Австра­лія, ПАР та США.
За даними МАГАТЕ, у світі діє 445 реакторів загальною потужністю 220 млн. кВт у 33 країнах. Продовжують будувати нові АЕС Японія, Росія, Франція, США, Німеччина, Корея, Україна.
При нормальному експлуатуванні АЕС дають значно менше шкідливих викидів в атмосферу, ніж ТЕС, які працюють на органічному паливі. Робота АЕС не впливає на вміст кисню і вуглекислого газу в атмосфері, не змінюючи її хімічного складу.
Основний фактор забруднення – радіоактивність. Радіоактивність контуру ядерного реактора обумовлена активністю продуктів корозії і проникнення про­дуктів поділу в теплоносії. Це стосується майже всіх речовин, які взаємодіють з радіоактивним випромінюванням. Прямий вихід радіоактивних відходів попереджається багатоступеневою системою захисту.
Найбільшу небезпеку становлять аварії АЕС і безконтрольне розповсюджен­ня радіації. Аварія на ЧАЕС призвела до глобальної катастрофи, наслідки якої відомі всім і детально описані в науковій, технічній та популярній літературі.
Друга проблема експлуатації АЕС – теплове забруднення. Основне тепловиді­лення відбувається в конденсаторах паротурбінних установок. Скид охолоджуваль­ної води ядерних енергетичних установок не виключає їх радіаційного впливу на водне середовище. Використання повітря на АЕС визначається необхідністю розба­влення забруднюючих викидів і забезпечення нормальних умов роботи персоналу.
Важливими особливостями впливу АЕС на довкілля є переробка радіоактивних відходів, також необхідність їх демонтажу і захоронення елементів обладнання.
Скиди в навколишнє середовище забруднюючих речовин з АЕС є незначними. Індивідуальна доза опромінення населення від експлуатації АЕС не перевищує 80 мкЗв/рік, тобто тільки 8% від визначеного нормативно-правовими документами ліміту опромінення населення, що становить 1 мЗв/рік. Реальні величини  викидів і скидів радіоактивних речовин АЕС становлять менше 10% від цієї квоти. На цей час колективна доза, яку отримує населення України від виробництва електроенергії на ТЕС, значно більша ніж від виробництва електроенергії на АЕС.
Подальше забезпечення екологічної безпеки АЕС здійснюватиметься шляхом удосконалення систем локального, регіонального та глобального контролю і прогнозу радіаційної обстановки; періодичної переоцінки впливів АЕС на навколишнє середовище; встановлення більш жорстких вимог з радіаційної безпеки.

Досягнутий на АЕС України рівень безпеки відповідає рівню безпеки АЕС того ж покоління в інших країнах. Проте, потенційну можливість підвищення рівня безпеки вітчизняних АЕС не вичерпано.
Першочергові завдання щодо підвищення ядерної і радіаційної безпеки на найближчі 3 – 5 років мають бути спрямовані на забезпечення гарантованого виконання функцій управління ядерною реакцією, тепловідведення з реакторної установки; та утримання радіоактивних матеріалів та радіоактивності у дозволених межах.
Важливою проблемою для українських АЕС є підготовка до зняття з експлуатації, поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) та радіоактивними відходами (РАВ).
В Україні не розроблена і не реалізована національна стратегія поводження з РАВ. У зв'язку з цим поводження з експлуатаційними РАВ „замикається” на майданчиках АЕС. Питання передачі їх на захоронення не вирішене. Аналіз можливостей проміжного зберігання РАВ у тимчасових сховищах на майданчиках кожної АЕС і можливостей існуючих та створюваних систем поводження з РАВ доводить, що не пізніше 2020 року має бути розпочато відправлення експлуатаційних РАВ на захоронення. Для ЗАЕС необхідно прийняти додаткові рішення щодо проміжного зберігання отверджених відходів РАВ.
До кінця 2008 року першочерговим завданням із поводження з експлуатаційними РАВ АЕС є: модернізація наявних і створення нових технологічних ліній попередньої та глибокої переробки твердих і рідких РАВ на АЕС; розгортання на АЕС робіт з вилучення зі сховищ та перероблення раніше накопичених РАВ; удосконалення систем транспортування РАВ; удосконалення та поповнення контейнерного парку для збору, транспортування та зберігання РАВ.
Необхідно до 2010 року розробити основні технічні рішення системи поводження і довгострокового зберігання високоактивних РАВ та реалізувати першочергові заходи, які забезпечують приймання і поводження з РАВ від переробки ВЯП, що повертаються з Російської Федерації.
Поводження з ВЯП, як і поводження з РАВ, питання безпеки АЕС викликають найбільш пильну увагу громадськості. Для ВЯП АЕС України передбачається реалізувати, так зване „відкладене” рішення - тривале (50 років і більше) зберігання ВЯП з наступним визначенням та ухваленням остаточного рішення щодо його переробки або захоронення.
Необхідно забезпечити: безпечну експлуатацію пристанційного сховища ВЯП „сухого” типу (СВЯП) на Запорізькій АЕС; створення централізованого сховища „сухого” типу (ЦСВЯП) для ВЯП реакторів ВВЕР-440 та ВВЕР-1000 діючих АЕС, а також ВЯП нових ядерних енергоблоків, із введенням його в експлуатацію у 2009 – 2010 рр.; розроблення стратегії та технологій безпечного поводження з ВЯП після завершення періоду його тривалого зберігання.

 

 

3. РЕСУРСОЕНЕРГОЗБЕРЕЖЕННЯ ПРИ МОДЕРНІЗАЦІЇ АЕС

3.1 Введення додаткових потужностей на українських АЕС

Необхідність введення додаткових генеруючих потужностей на майданчику Хмельницької АЕС передбачена затвердженими в Україні документами, такими як:
проект ХАЕС у складі 4 енергоблоків загальною потужністю 4000 МВт;
Національна енергетична програма України до 2010 року, затверджена Верховною Радою України 15.05.96, в якій необхідність розбудови ХАЕС була визначена як першочергове завдання після введення в експлуатацію енергоблоків ХАЕС2/РАЕС4;
– "Стратегія розвитку ядерної енергетики України до 2030 року", яка є складовою частиною загальної стратегії розвитку паливно-енергетичного комплексу України. 21 липня 2005 року видано розпорядження Кабінету міністрів України №281-р "Про підготовчі заходи з будівництва нових блоків Хмельницької АЕС".


Рис. 3.1 –    Виробництво електроенергії на АЕС України у період до 2030 р.

Згідно із "Стратегією", основними напрямками розвитку ядерної енергетики є:
– введення запланованих потужностей на ХАЕС (енергоблоки №3,4);
– подовження терміну експлуатації діючих енергоблоків на 5÷15 років в залежності від конкретних умов;
– введення нових енергоблоків на майданчиках діючих АЕС після закінчення терміну експлуатації діючих енергоблоків.
При цьому, у всіх варіантах, як обов'язковий етап розвитку, передбачається введення енергоблоків на майданчику Хмельницької АЕС. Введення енергоблока №4 передбачається безпосередньо після енергоблока №3 із забезпеченням мінімального за технологічних і виробничих умов розриву (2÷3 роки).
Розвиток додаткових потужностей на майданчику ХАЕС характеризується рядом істотних сприятливих технічних і економічних чинників:

  • спорудження ХАЕС загальною потужністю 4000 МВт обґрунтовано в ТЕО (техніко-економічному обґрунтуванні), затвердженому у встановленому порядку;
  • проект ХАЕС був розроблений на чотири енергоблоки загальною потужністю 4000 МВт;
  • в даний час майданчик ХАЕС повністю освоєний, створено комплекс загально-станційних споруд, розрахованих на повну проектну потужність атомної електростанції, включаючи: комплекс гідротехнічних споруд; бризкаючі басейни технічного водопостачання групи "А"; спецкорпус; будівлю переробки і зберігання твердих радіоактивних відходів.

Виконано значний об'єм будівельних робіт (близько 70 %) на головному корпусі та інших спорудах енергоблока №3. Найважливішим етапом передпроектних робіт, результати якого значною мірою зумовлять обсяг, тривалість і черговість подальших етапів,  є  вибір типу  енергоблока для ХАЕС-3,  який забезпечить  необхідний рівень безпеки, надійності і економічності з урахуванням конкретних умов майданчика ХАЕС.
Обстеження будівельних конструкцій енергоблоків №3, 4 які були раніше змонтовані за проектом ВВЕР-1000 (В-320), виконувалося ВАТ КІЕП із залученням для виконання робіт субпідрядиків. При обстеженні будівельних конструкцій будівель та споруд блоків №3 и №4 не виявили дефекті, які б свідчили про їх аварійний стан. За результатами проведених обстежень металевих та залізобетонних конструкцій були виявлені дефекти, які:

  • знижують несучу спроможність окремих конструкцій (виразкова корозія металоконструкцій; місцева корозія арматурних стрижнів і анкерів з відшаруванням продуктів корозії; суцільна корозія з відшаруванням продуктів корозії металевих елементів залізобетонних конструкцій);
  • можуть знизити несучу спроможність окремих конструкцій у найближчий час або в процесі експлуатації АЕС (порушення захисного покриття і рівномірна корозія металоконструкцій; тріщини і сітки тріщин в залізобетонних конструкціях з розкриттям більше 0,3 мм; відшарування захисного слою бетону; оголення арматури; суцільна корозія металевих елементів залізобетонних конструкцій);
  • не знижують несучу спроможність конструкцій, але впливають на експлуатаційні характеристики (місцеві руйнування (відколи) бетону; ділянки недоущільненого бетону; поверхнева корозія арматури і металевих елементів; тріщини з шириною розкриття менш 0,3 мм; ділянки з сіткою тріщин; проступання солі на поверхні бетону).

Всі перераховані дефекти усуваються шляхом виконання ремонтно-відбудовчих робіт, а в деяких випадках заміною окремих конструкцій. В пропозиціях з виконання ремонтно-відбудовчих робіт наведені способи і технології виконання ремонтно-відбудовчих робіт.
На підставі аналізу технічного стану будівельних конструкцій і розрахунків довговічності був зроблений висновок, що за умови проведення комплексу ремонтно-відбудовчих робіт і виконанні технологічного регламенту з експлуатації, будівлям та спорудам енергоблоків №3, 4 Хмельницької АЕС буде забезпечена надійна експлуатація на термін до 45 років (граничний термін часу від закінчення добудови до моменту зняття блоку з експлуатації).
Обстеження водойми-охолоджувача виконувалося ВАТ КІЕП із залученням для виконання робіт на субпідряді ВАТ «ЛьвівОРГРЕС», ВАТ «Укрводпроект», «УкрНДІЕП». На майданчику виконані роботи із вимірювання глибин водойми та температури води, розбиті створи та поперечники по всій довжині греблі.
Розроблені та представлені Замовнику: водогосподарчі розрахунки р. Горинь:

  • математичні моделі прогнозування гідрохімічного і гідротермічного режимів, гідробіологічне прогнозування системи технічного водозабезпечення за умови роботи енергоблоків №3, 4;
  • розрахунки охолоджувальної спроможності водосховища;
  • заключний звіт з оптимального варіанту водосховища.

Згідно з дослідженнями і розрахунками, існуючий ставок-охолоджувач в стані забезпечити навантаження 3000÷3240 МВт без розробки будь-яких додаткових заходів. Для забезпечення потужності 4000 МВт необхідно спорудити струмененапрямну дамбу довжиною 1300 м у ложі ставка-охолоджувача (що є найбільш економічним варіантом за капітальними та експлуатаційними витратами).
Проведені ВАТ «Укрводпроект» водогосподарчі розрахунки р. Горинь на період до 2020 року підтвердили, що введення в експлуатацію енергоблоків №3, 4 (проекту В-320) ВП ХАЕС не призведе до виникнення дефіциту водних ресурсів нижче меж безпосереднього впливу ХАЕС (до впадання р. Случ в р. Горинь).

 

Наведене вище дозволяє зробити висновок, що майданчик Хмельницької АЕС залишається найперспективнішим для розширення одного з найтехнологічніших і наукомістких секторів з огляду на майбуття української атомної енергетики.
Для виконання завдання вибору типу реакторної установки (РУ) для енергоблоків №3, 4 Хмельницької АЕС проведений аналіз існуючих на ринку проектів РУ: ВВЕР-1000, АР-1000, EPR-1600. Виконано обґрунтування вибору типу ЯППУ для блоків ХАЕС-3, 4. Підготовлений перелік питань технічного і економічного характеру та направлений потенційним постачальникам реакторних технологій (ОКБ «Гидропресс», SKODA JS, AREVA, Westinghouse, KEPCO) для отримання офіційної інформації. Були отримані пропозиції від ОКБ «Гидропресс» (ЗАО «Атомстройэкспорт»), KEPCO и Westinghouse, які були проаналізовані та уточнені. AREVA направила лист про відмову в участі конкурсного відбору.
Попередні результати аналізу пропозицій KEPCO і Westinghouse показали, що дані пропозиції передбачають будівництво нових енергоблоків на місці №5 и №6 ХАЕС, без врахування використання всієї інфраструктури ХАЕС, не враховуючи транспортування основного обладнання на майданчик і не дають показових економічних результатів. За результатами конкурсного відбору, на підставі затверджених критеріїв, був обраний проект РУ з ВВЕР-1000.

3.2 Особливості нового покоління реакторів АЕС

При створені проекту атомної станції підвищеної безпеки АЕС-92 був врахований досвід створення та експлуатації попереднього зразка реакторної установки (В-320) на Запорізькій, Хмельницькій, Балаковській, Південно-Українській, Калінінській АЕС і останні світові досягнення в сфері проектування й експлуатації АЕС. Прийняті технічні рішення дозволяють за міжнародною класифікацією віднести АЕС-92 до атомних станцій III покоління. Це означає, що така АЕС має досконалішу технологію щодо забезпечення безпеки стосовно до сучасних еволюційних реакторів легководного типу.
При розробці проекту атомної електростанції проектувальники орієнтувалися на максимальне зниження ролі людського фактора. Як показали аварії на АЕС Три-Майл-Айленд і в Чорнобилі, для істотного підвищення безпеки експлуатації ядерного реактора необхідно враховувати принципи взаємодії «людина-машина» (оператор-реактор) і закласти в саму конструкцію станції протидію можливим помилкам операторів. Саме на це спрямовано всі технічні новинки, застосовані в удосконаленому проекті АЕС-92. Реалізація такої концепції здійснювалася за двома напрямками. По-перше, у проект включені пасивні системи безпеки. Під цим терміном розуміються системи, що працюють практично без підведення енергії з зовні, не потребуючі втручання оператора. По-друге, була прийнята концепція подвійного призначення активних систем безпеки, що значно зменшує ймовірність невиявлених відмовлень.
Для запобігання некерованої ланцюгової реакції в реакторі використовуються спеціальні регулюючі стрижні з нейтронопоглинаючих матеріалів. Введення їх в активну зону призводить до негайного гасіння ядерної реакції. У реакторі ВВЕР-1000 проекту АЕС-92 для підвищення надійності аварійного захисту кількість регулюючих стрижнів збільшено. Аварійний захист настільки ефективний, що у випадку аварії повністю заглушує реактор, на відміну від попереднього покоління реакторів, підтримує його в заглушеному стані без застосування розчинів борної кислоти. У проекті АЕС-92 передбачена додаткова пасивна аварійна система захисту (швидке введення борного розчину), що здатна замінити систему аварійного захисту реактора з використанням поглинаючих стрижнів.
Головна перевага проекту АЕС-92 полягає в тому, що основні функції безпеки виконують незалежно одна від одної дві різні за принципом роботи системи. Усе це в сукупності зі збільшенням надійності систем, зниженням імовірності відмови обладнання і зменшенням ролі людського фактора, підвищує рівень безпеки АЕС.
Проект АЕС-92 - це приклад вдалих інженерних рішень, що поєднує у собі досвід, накопичений при експлуатації уніфікованого реактора ВВЕР-1000 і нововведення по пасивних системах безпеки, дія яких заснована на простих фізичних принципах. Проект Нововоронезької АЕС у повному обсязі пройшов необхідні процедури розгляду і затвердження, одержав позитивні висновки державної і суспільної екологічних експертиз. Крім того, експерти фірми EDF провели перевірку рішень проекту на відповідність основним вимогам європейських експлуатуючих організацій до АЕС нового покоління (EUR). На 1-му міжнародному конкурсі в Санкт-Петербурзі журі з фахівців Франції, Німеччини, Швеції, Канади, оцінило проект позитивно. Високу якість російського проекту В-392 підтвердили і закордонні замовники, обравши його як базовий для будівництва атомних станцій.
Відповідно до міжурядових Угод про співробітництво з Індією розробляється проект ВВЕР-1000 (В-412), для Китайськї Народної Республіки розробленій проект ВВЕР-1000 (В-428), а для Ісламськї Республіки Іран розробляється проект ВВЕР-1000 (В-446).
Згідно з протоколом засідання «Ядерна енергетика та атомна промисловість» секції «Атомно-промисловий комплекс та поновлювальні джерела енергії» Науково-технічної ради Міністерства палива та енергетики України, було вирішено, що переможцем конкурсного відбору проекту реакторної установки для будівництва енергоблоків №3,4 ВП ХАЕС стала компанія «Атомстройекспорт» (РФ), що представила РУ ВВЕР-1000/В-392Б, розроблену на базі В-392.
Реакторна установка В-392Б в порівнянні з В-320, змонтованої на енергоблоках №1,2 ХАЕС, має багато удосконалень, внесених у її конструкцію на основі аналізу досвіду експлуатації і рекомендацій МАГАТЕ для діючих АЕС із ВВЕР-1000.

 

Серед них наступні:

  • підвищено ефективність і надійність механічної системи аварійного захисту реактора, що забезпечує швидкий перехід реактора в підкритичний стан і підтримку його в цьому стані до температур нижче 100°С без подачі борної кислоти;
  • розроблена система автоматичного придушення ксенонових коливань;
  • застосований новий головний циркуляційний насос ГЦН-1391, у якому для змащення і охолодження підшипників використовується вода; підвищена стійкість ущільнень, що можуть працювати без ушкоджень протягом доби і більше в умовах втрати їхнього охолодження;
  • поліпшено конструкцію парогенераторів (ПГ), що забезпечує істотне зниження частоти протікань через теплообмінні трубки і колектори ПГ;
  • удосконалено конструкцію активної зони реактора, що дозволяє підвищити рівень надійності і знизити пошкоджуваність її елементів;
  • застосовано запобіжні клапани, здатні працювати на пароводяній суміші;
  • удосконалено конструкцію корпусу реактора;
  •  удосконалено комплекс систем безпеки з розширенням функцій пасивних систем;
  • частота пошкодження активної зони при роботі на потужності складає 4,3·10-7 на реактор в рік.
  • частота перевищення граничного аварійного викиду складає 6,0·10-8 на реактор в рік.
  • удосконалено системи розхолоджування РУ та інше.

У проекті РУ В-392Б передбачені спеціальні заходи для запобігання ушкоджень трубопроводів головного циркуляційного контуру і пов’язаних з ним систем, включаючи застосування конструкційних матеріалів, виконання вимог до експлуатаційних режимів і контролю стану корпусу реактора, устаткування і трубопроводів у процесі експлуатації, забезпечення необхідних запасів міцності.
Надійність гарантується досвідом експлуатації і результатами спеціальних розрахункових аналізів міцності, включаючи оцінки значень частоти виникнення течі та руйнувань корпусного устаткування, трубопроводів на основі імовірних міцностних моделей.
У проекті реалізована «концепція протікання перед розривом», застосування якої забезпечує зниження на кілька порядків значення імовірності великих протікань, а також руйнування трубопроводів, корпусного устаткування і колекторів парогенераторів.
Відмінність корпусів реакторів В-392 Б і В-320 полягає в тім, що:

  • довжина корпуса реактора збільшена на 300 мм за рахунок збільшення довжини опорної обичайки;
  • обмежений вміст нікелю в основному металі та металі зварних швів, розташованих напроти активної зони в межах 1,0-1,3 % дає можливість збільшити термін використання корпусу реактора.

Збільшення довжини корпусу реактора дозволяє:

  • знизити рівень поверхні активної зони відносно рівня ферми опорної, що дозволяє знизити дозове навантаження на персонал, який обслуговує ГЦН і парогенератори, тому що при роботі реактора на потужності (за розрахунковими оцінками) істотно знижується щільність потоку нейтронів у районі опори реактора при прямому проходженні від активної зони через корпус (зменшується майже в два рази) і від “прострілу” із зазору між корпусом реактора і теплоізоляцією (зменшується майже на порядок);
  • зменшити значення флюенсу швидких нейтронів (приблизно на 10 %) на шві приварки опорної обичайки до обичайки зони патрубків, тому що збільшується відстань від поверхні активної зони до цього шва;
  • поліпшити умови охолодження активної зони в аварійних ситуаціях із втратою теплоносія, збільшується обсяг води над активною зоною.

Стандартні системи безпеки, реалізовані в проекті В-392Б:

  • система аварійного і планового розхолоджування першого контуру й охолодження басейну витримки;
  • система аварійного введення бору;
  • система аварійної подачі живильної води в парогенератори;
  • пасивна частина системи аварійного охолодження зони (гідроємності першого ступеня);
  • система захисту першого і другого контурів від перевищення тиску;
  • система герметичної оболонки.

Додаткові системи безпеки, реалізовані в проекті В-392Б:

  • система швидкого введення бору;
  • система пасивного відводу залишкових теплових виділень;
  • додаткова система пасивного заповнення активної зони.

Особливості паливного циклу
Конструктивні особливості нового реактора В-392Б і застосування ТВС-2 нового покоління на енергоблоці ХАЕС-3 обумовлюють ряд особливостей паливного циклу, таких як:

  • можливість досягнення на ТВС, які    вивантажуються, середнього вигоряння 46 МВт·доб/кг U;
  • тривалість кампанії у 326 ефективних діб;
  • збільшення тривалості кампанії за рахунок роботи на потужностному ефекті до 353 діб;
  • збагачення палива по U235 4.28 %;
  • кратність перевантаження 3,4;
  • температура повторної критичності менш 100 °С;
  • максимальне проектне значення лінійного теплового навантаження ТВЕЛ 448 Вт/см.

 

Енергоблок з РУ В-392Б за своїми технічними показниками і рівнем безпеки відповідає іншими альтернативними варіантами, що можуть бути запропоновані на енергетичному ринку в розглянутий період.
Водночас даний варіант дозволяє забезпечити:

  • використання   повною   мірою   побудованих   на   майданчику   ХАЕС   споруд енергоблоків № 3, 4 ;
  • найприйнятніші умови в частині ліцензування;
  • впевненість у забезпеченні передбачуваних термінів введення енергоблока в промислову експлуатацію;
  • передумови з мінімізації витрат на створення енергоблока.

Все більше визнання у світі одержує той факт, що в умовах зростання цін на природне паливо (газ, вугілля, нафту) і нестабільності світових ринків природного газу та нафти забезпечити зростання промислового виробництва й задоволення споживчого попиту населення у відносно дешевій електроенергії на комунальні потреби здатна тільки атомна енергетика. Атомна енергетика забезпечує енергетичну, економічну й - опосередковано - політичну незалежність від зовнішніх постачальників природного палива. На даний час в Україні більше як 95% теплових енергоблоків відпрацювали свій розрахунковий ресурс (100 тисяч годин), у тому числі більше як 70% перевищили граничний ресурс (170 тисяч годин), понад половина енергоблоків перебуває в експлуатації понад 200 тисяч годин. На чотирьох діючих АЕС України експлуатується 15 енергоблоків, які відпрацювали половину проектного терміну експлуатації. Тому, за період з 2010 до 2020 року об'єктивно необхідно створювати компенсуючі енергетичні потужності замість енергоблоків, що будуть виводитись з експлуатації.
З цією метою, «Національною енергетичною програмою розвитку енергетики до 2010 року» та «Енергетичною стратегією України до 2030 року» передбачено добудувати та ввести в експлуатацію в 2015 та 2016 роках 3-й та 4-й енергоблоки Хмельницької АЕС.

 

4  РОЗРАХУНОК РЕСУРСОЕНЕРГОЗБЕРЕЖЕННЯ  ПРИ  МОДЕРНІЗАЦІЇ АЕС

 

Завдання 1. Розраховуємо чистий дохід від впровадження ресурсозберігаючих заходів при  модернізації АЕС вважаючи потужність одного енергоблоку 1000 МВт.
Чистий дохід від впровадження від впровадження ресурсозберігаючих заходів при  модернізації АЕС розраховуємо за формулою:

,                                         (4.1)

де Веп – вартість зекономленого палива, грн./рік;
     Пе – плата за викиди забруднювальних речовин в навколишнє середовище, грн./рік;
     Пз – плата за нанесену шкоду здоров’ю населення, грн./рік (приймаємо 10 млн.грн./рік);
     Кt – капіталовкладення в ресурсозберігаючі заходи при модернізації АЕС (приймаємо 16 млр.грн.).
      – термін впровадження природоохоронних і ресурсозберігаючих заходів, років.

Вартість зекономленого палива у порівнянні з ТЕС такої ж потужності:

 [грн.],                                (4.2)

де w – вартість палива (1 т вугілля – 1000 грн., 1 кг урану – 1600 грн.).

 (млрд.грн).
 (млн.грн).

Плата за викиди забруднювальних речовин в навколишнє середовище:

                                         (4.3)

де      Мі - обсяг викиду забруднювальної речовини, т.
         Нбі - норматив збору за тонну і-ої забруднювальної речовини, грн/т;
Кнас - коригувальний коефіцієнт, який враховує чисельність жителів населеного пункту (табл. 4.2);
Кф - коригувальний коефіцієнт, який враховує народногосподарське значення населеного пункту (табл. 4.3).

Таблиця 4.1 – Нормативи збору за викиди забруднювальних речовин [9]

Назва забруднюючої речовини

Норматив збору, грн/т

Азоту оксиди

80

Аміак

15

Ангідрид сірчистий

80

Вуглецю окис

3

Вуглеводні

4,5

Тверді речовини

3

Таблиця 4.2 – Значення коригувального коефіцієнту в залежності від чисельності населення [9]

Чисельність населення, тис.чол.

Коефіцієнт

До 100

1

100,1-250

1,2

250,1-500

1,35

500,1-1000

1,55

Понад 1000

1,8

 

Таблиця 4.3 – Значення коригувального коефіцієнту в залежності від народногосподарського значення населеного пункту [9]

Тип населеного пункту

Коефіцієнт

Організаційно-господарські та культурно-побутові центри місцевого значення з перевагою аграрно-промислових функцій (райцентри, міста районного значення, селища та села)

1

Багатофункціональні центри, центри з перевагою промислових і транспортних функцій (республіканські та обласні центри, міста державного, республіканського, обласного значення)

1,25

Населені пункти, віднесені до курортних Автономної       Республіки Крим

1,65

        За формулою 4.9 знаходимо плату за викиди забруднювальних речовин в навколишнє середовище:
=

За формулою 4.1 розраховуємо чистий дохід від впровадження ресурсозберігаючих заходів при  модернізації АЕС:

 (млн.грн.).

Знайдемо термін окупності від впровадження ресурсозберігаючих заходів при  модернізації АЕС

 [років].                               (4.4)

 (роки).

Завдання 2. Розраховуємо необхідну площу сонячних панелей, які потрібно встановити на території Вінницької області для заміщення одного енергоблоку АЕС 1000 МВт.
а) розраховуємо потенційну кількість енергії ЕС, яку можна отримати з 1 м2 сонячної панелі за 1 рік із врахуванням сумарного річного потенціалу вінницької області (РС =4200 МДж/м­2)  та того, що ефективність сонячної панелі складає  q = 24 % [6]:

,                                                   (4.5)

де РС – сумарний річний потенціал сонячної енергії, МДж/м­2;
     q – ефективність сонячної панелі, %.

=

б) розраховуємо кількість електричної енергії, яка виробляється при роботі одного  енергоблоку АЕС 1000 МВт

 [МВт],                                        (4.6)

де  – потужність одного енергоблоку, МВт.

 (ГДж).

в) розраховуємо необхідну площу сонячних панелей:

.                                                              (4.7)

 

=.

Завдання 3. Розрахувати кількість вітроустановок, необхідних для повного заміщення реактора АЕС 1000 МВт:

,                                                                (4.6)

де L – кількість енергії, яка виробляється однією вітроустановкою за 1 рік:

 [МДж],                                           (4.7)

де Р – потужність вітроустановки (приймаємо рівною 100 кВт·год);
     t – кількість годин в році, протягом яких ефективно працює вітроустановка (приймаємо рівною 2000 год).

=

= (шт.).
Завдання 4. Розраховуємо об’єм відходів лісу, необхідних для повного заміщення для повного заміщення реактора АЕС 1000 МВт:

,                                                             (4.10)

де Еліс. – кількість енергії, яка виділяється при спалюванні 1 м3 відходів лісу (4,93 МДж/м3).
.

 

 

 

ВИСНОВКИ

В курсовому проекті охарактеризовано екологічні аспекти ресурсоенергозбереження в атомній енергетиці. Проведено дослідження процесів, що відбуваються у вітчизняній атомній галузі. Оцінено її сучасний стан та можливості реалізації стратегічних планів з розвитку атомної енергетики країни.
Світові тенденції нарощування ядерної енергетики зумовлені рядом об'єктивних факторів. За оцінками експертів, розвіданих запасів нафти вистачить на 40 років, газу - на 60. Разом з цим запаси урану зможуть забезпечити роботу працюючих енергоблоків приблизно на 100 років, а перспективних типів - на 400 тис. років. На даному етапі розвитку людства реальної альтернативи ядерній енергетиці немає.
Атомна енергетика – найрентабельніша серед інших видів отримання енергії: при всіх витратах на добування, збагачення, зберігання та переробку ядерного палива «атомна» кіловат-година електроенергії удвічі дешевша від “теплової”. Найбільший питомий викид шкідливих речовин дає  вугільна  станція ТЕС.  У  вугіллі  є  природні радіоактивні речовини. При спалюванні вугілля ці речовини потрапляють у зовнішнє середовище.
За основу такої енергетики могли б послужити великопотужні реактори на швидких нейтронах. За фізичними й технічними принципами конструкції і керування великопотужні швидкі реактори з рідкометалічним охолодженням значно простіші від ВВЕР та інших теплових реакторів, а крім того, значно ефективніше використовують паливо та енергію. Крім того, у якості палива новітні реактори на швидких нейтронах використовують відпрацьовані ТВЕЛи реакторів попереднього покоління (ВВЕР), що вирішує проблему захоронення радіоактивних відходів і створення замкненого циклу у ядерній енергетиці. На даний час українська ядерна енергетика не має замкненого циклу і залежить від закордонних джерел палива, в першу чергу з Росії.
Проведені розрахунки дозволили визначити чистий дохід від впровадження ресурсозберігаючих заходів при  модернізації АЕС та термін окупності. Крім того, порівняльні розрахунки необхідної площі сонячних панелей, кількості вітроустановок та об’єму відходів лісу, необхідних для повного заміщення для повного заміщення реактора АЕС потужністю 1000 МВт. Отримані результати показали, що використання атомного реактора надзвичайно важко замінити альтернативними видами енергії для отримання такої великої потужності. Виходом з такої ситуації можливо лише використання енергозберігаючих технології у всіх галузях промисловості.

 

ПЕРЕЛІК ЛІТЕРАТУРНИХ ДЖЕРЕЛ

1. Клименко Л.П., Соловйов С.М., Норд Г.Л. Системи технологій
2. Монтаж оборудования атомных электростанций. – М.: Высшая школа, 1985. – 309 с.
3.   Проценко А. Энергия будущего. – М.: Молодая гвардия, 1980. – 223 с.
4.  Енергетична стратегія України на період до 2030 року / Кабінет Міністрів України. – 2006 р.
5.   Указ Президента України № 1167/2007 «Про деякі заходи щодо перетворення об’єкта «Укриття» на екологічно безпечну систему» від 29 листопада 2007 р./ http://www.president.gov.ua/ documents/7063.html.
6.   Огляд енергетичної політики України / Міжнародне енергетичне агентство. – 2006.
7.   НАЕК «Енергоатом» переходить на перспективне планування фінансово-економічної діяльності // http://www.energoatom.kiev.ua/ua/ news. – 08.12.2007.
8. Тарифи ПАТ "АЕС Рівнеобленерго" http://www.aes-ukraine.com/tariff/tariff/5384.html.

Скачати

Види навчальних матеріалів: 
Оцінка: 
0
No votes yet