Реферат: Атомные электростанции. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь

2

2

Давление пара перед турбиной, Мпа

4,32

5,88

6,46

КПД (нетто), %

29,7

31,7

31,3

Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2 [4]. Стоимость 1 кВт установленной мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5 – 1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы [5]. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях), предназначенных только для производства электроэнергии, кроме того спорной можно считать саму методику определения капитальных вложений в АЭС, о чем подробнее речь пойдет ниже в разделе 2.2.

1.3 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

возможность получения большой мощности;

коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;

высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);

малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);

возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.

Из этого следует:

высокая эффективность использования горючего;

минимальные затраты на топливный цикл;

повышенная безопасность;

высокая экономичность;

широкий диапазон использования.

Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.

Вихревой реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому движению введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.

3. Электроядерный бридинг.

Сущность заключается в использовании мощного пучка заряженных частиц (протонов) высокой энергии, получаемого с помощью ускорителя, для бомбардировки мишеней (из бериллия, тория, урана). В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для переработки уранового и ториевого сырья в делящиеся материалы, то есть для производства ядерного топлива.

4. Пароводяной реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БПВР).

Реактор аналогичен ВВЭР.