Атомная энергетика до 2030 года: пять ключевых стран

Реактор в цилиндрах

Не исключено, что в будущем окажется пересмотренной и основная концепция ядерных источников энергии космического назначения. Рабочим телом в двигателе Стирлинга может быть и сам делящийся материал в газообразной фазе. Начавшаяся цепная реакция в этом случае приведет к нагреву, расширению газа и смещению поршня. При этом плотность газообразного изотопа снизится, потери нейтронов возрастут, и цепная реакция прекратится. После охлаждения пара и возвращения поршня в исходное положение условия для осуществления цепной реакции восстановятся и нач­нет­ся следующий цикл.

Реактор, основанный на таком принципе, будет достаточно безопасным, так как реакция не сможет выйти из-под контроля. Поршень позволит эффективнее, чем это делают полупроводниковые термоэлектрогенераторы, преобразовывать тепло в электриче­ство. Однако для осуществления проекта требуется преодолеть целый ряд серьезных технических препятствий, связанных с созданием сверхэффективного газообразного замедлителя нейтронов. Но они представляются вполне преодолимыми в случае использования в качестве ядерного горючего специальных изотопов.

В любом случае сконструировать «реактор Стирлинга» будет куда проще, чем газофазный ядерный ракетный двигатель, использующий уран в форме высокотемпературной плазмы. А работы над созданием ГФЯРД ведутся и, возможно, увенчаются успе­хом уже в ближайшее десятилетие.

Топливо для атомной топки

Прогнозы темпов роста мирового энергопотребления показывают, что запасов нефти и газа, которые в настоящее время составляют сырьевую основу энергетики, хватит на ближайшие 30–50 лет. Разведанные запасы угля могут продлить век традиционной энергетики еще на 200–300 лет. Однако использование органики и особенно угля создает серьезные экологические проблемы. Кроме того, сжигание углеводородов лишает человечество важнейших источников сырья для производства синтетических материалов.

Альтернативные источники энергии (солнечная, энергия ветра, геотермальная, биогаз и т.д.) вносят вклад в мировую энергетику в размере нескольких процентов и не могут рассматриваться в качестве базовых, поскольку они являются низкоконцентрированными.

Специалистам давно понятно, что глобальные энергетические проблемы XXI века невозможно решить без использования энергии атомного ядра. Современные проекты атомных электростанций исключают возможности не только аварий, аналогичных японской, чернобыльской или «Тримайл Айленда», но и совершенно немыслимых с точки зрения обычного человека.

Но все дело в том, что запасов основного топлива современной атомной энергетики – урана-235 – в энергетическом эквиваленте не больше, чем нефти и газа. Большие запасы природного урана (238U – 99,3% и 235U – 0,7%) и тория могут обеспечить будущее энергетики на тысячи лет. Но в существующих и даже в перспективных реакторах они практически не «горят» в силу высокого порога деления (1–2 МэВ).

Быстрые и тепловые реакторы работают на управляемой цепной реакции деления со средней энергией нейтронов около или существенно ниже 0,2 МэВ, определяемой спектром нейтронов деления и конструкцией активной зоны.

Подкритические размножающие системы, инициируемые ускорителями (электроядерные системы, или Accelerator Driven Systems – ADS) могут в принципе работать на значительно более жестком нейтронном спектре. Однако классические схемы ADS (ускоритель с энергией 1 ГэВ плюс нейтронопроизводящая мишень и подкритическая активная зона) основаны на использовании того же «реакторного» нейтронного спектра.

Итак, выше мы пришли к положительному ответу на первые два вопроса.

Наш анализ различных направлений развития ядерной энергетики, проведенный в поисках ответа на третий вопрос, показывает существенную ограниченность возможностей традиционных реакторных и классических ADS-систем, основанных на использовании нейтронов спектра деления, в решении глобальных энергетических проблем. Если кратко сформулировать главные причины такой ограниченности, то их две:

1. нерешенность в рамках современной концепции атомной энергетики проблемы утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ);
2. отсутствие запасов сырья (урана-235) на многие сотни лет.

По сути, результат анализа возможностей решения этих двух принципиальных проблем атомной энергетики явится ответом на последний, наиболее важный четвертый вопрос.

Подотрасли

Запорожская АЭС, Украина.

Ядерная электроэнергетика

Основная статья: Атомная электростанция

См. также: Список АЭС мира

А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом), предназначенная для производства электрической энергии (ОПБ-88/97).

Ядерная транспортная энергетика

Российский атомный ледокол «Ямал» в 1994 году

Основная статья: Атомоход

Атомоход (атомное судно) — общее название судов с ядерной энергетической установкой, обеспечивающей ход судна.
Различают атомоходы гражданские (атомные ледоколы, транспортные суда) и военные (авианосцы, подводные лодки, крейсеры, тяжёлые фрегаты).

Подготовка специалистов

В настоящее время в 22 российских вузах действуют 32 программы по ядерным специальностям, предусматривающие по окончании получение квалификации инженера (специалиста), и более 25 магистерских программ.

Основными государственными вузами, готовящими инженеров-атомщиков, являются:

• Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» – базовый вуз ГК «Росатом»;
• Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана (МГТУ);
• Ивановский государственный энергетический университет (ИГЭУ);
• Московский энергетический институт (технический университет, МЭИ);
• Российский химико-технологический университет им. Д.И. Менделеева (РХТУ);
• Обнинский институт атомной энергетики (ИАТЭ);
• Санкт-Петербургский государственный политехнический университет (СПбГПУ);
• Нижегородский государственный технический университет (НГТУ);
• Томский политехнический университет (ТПУ);
• Уральский государственный технический университет (УГТУ).

В большинстве вузов имеются экспериментальные установки, на которых студенты могут выполнять свои лабораторные работы и исследовательские задания, получать практический опыт. Например, в НИЯУ «МИФИ» и ТПУ есть рабочие исследовательские реакторные установки, в НГТУ, МЭИ, СПбГУ – уникальные экспериментальные установки для теплогидравлических исследований различных теплоносителей, в РХТУ, УГТУ и ТПУ – радиохимические лаборатории, оснащенные сложной измерительной аппаратурой. На базе НИЯУ «МИФИ» также создан ряд исследовательских центров – ядерный, ускорения частиц, лазерный, материаловедения, нераспространения, нанотехнологий и другие.

Вузы проводят образование и обучение в соответствии с учебными планами и стандартами, которые отражают специфические требования, предъявляемые к специалистам в данной области. К таким стандартам относятся:

только очное высшее образование;
особое внимание, уделяемое фундаментальным знаниям физики и математики, в сочетании с инженерными навыками;
значительная доля практических лабораторных занятий;
исследовательская работа студентов, начиная с седьмого семестра;
продолжительность обучения – пять-шесть лет, при этом на преддипломную практику и подготовку дипломной работы отводится по полгода;
жесткие требования к профессиональным качествам студентов, в которые обязательно входят культура безопасности и знание вопросов нераспространения ядерных ­материалов.

Рис. 1. Система ядерного образования в России

Проблемы, с которыми сталкивается атомная индустрия

1. Сопротивление со стороны экологических групп

Международные экологические организации, такие как «Гринпис», неоднократно заявляли о своем несогласии со строительством новых ядерных мощностей, а также с продлением срока службы стареющих АЭС, ссылаясь на снижение уровня безопасности реакторов по истечении срока их эксплуатации. В мире существует более 30 неправительственных организаций, в повестку дня которых входит поэтапный отказ от ядерной энергии. Их противодействие новым мощностям может напрямую повлиять на ввод новых станций. Кроме того, их несогласие с продлением срока службы может привести к тому, что операторы скептически отнесутся к будущему своих АЭС после их проектного возраста и возврату инвестиций, если продление срока службы не будет одобрено после первоначального срока службы. Многие из этих НГО имеют специальные группы, изучающие негативные аспекты продления срока службы реакторов. Они утверждают, что модернизированные старые реакторы имеют повышенный риск нарушений безопасности и повышают вероятность аварий. Операторы и инвесторы сочтут развитие проектов по атомной генерации менее привлекательными, если будет большая вероятность того, что АЭС будет разрешено работать только в течение ее проектного срока службы и если продление срока службы будет маловероятно.

2. Планы поэтапного отказа в Европе

После катастрофы на Фукусиме в Японии несколько правительств пересмотрели свою ядерно-энергетическую стратегию. Несколько европейских стран решили полностью остановить новые проекты, которые еще не начали строительство, в то время как некоторые планировали как запретить новые, так и вывести из эксплуатации старые АЭС. Германия, Швейцария, Бельгия и Тайвань обладают значительными ядерными мощностями, но планируют отключить все реакторы до 2030 года. В целях поэтапного отказа от ядерной энергетики  эти страны отказывают в продлении лицензии энергоблокам АЭС, срок эксплуатации которых истекает, и в конечном итоге их отключают. Таким образом, экономика этих АЭС не нарушается, и, хотя реакторы работают до истечения срока действия их лицензий, другие технологии в конечном итоге занимают их место и их потенциальный рынок. Это оказывает серьезное влияние на рынок атомной энергии, делая его почти не существующим в ближайшие несколько лет в странах с такими планами.

3. Пандемия COVID-19 

Пандемия COVID-19 до сих пор не оказала негативного влияния на рынок атомной энергии ни в одной стране. В марте было приостановлено лишь очень небольшое количество строительных проектов, но в конечном итоге там возобновились работы с немного меньшей по количеству рабочей силой. Тем не менее, общий спрос на электроэнергию сократился почти в каждой стране мира. Если падение спроса продолжится или если он не будет существенно восстановлен, то в каждой такой стране будет сокращена эксплуатация нескольких электростанций. Соответственно, некоторые АЭС также может потребоваться временно отключить. Реакторы, которые в настоящее время находятся в стадии строительства и должны быть введены в эксплуатацию в конце 2020 года или в начале 2021 года, также могут быть затронуты отсутствием спроса на электроэнергию. Это может привести к задержкам при вводе в эксплуатацию.

Российская плавучая АЭС «Академик Ломоносов»

Экономическое значение

Доля атомной энергетики в общем производстве электроэнергии в различных странах.

В 2014 году ядерная энергия обеспечивала 2,6 % всей потребляемой человечеством энергии. Ядерный сектор энергетики наиболее значителен в промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоресурсов — во Франции, на Украине, в Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгарии и Швейцарии. Эти страны производят от 20 до 76 % (во Франции) электроэнергии на АЭС.

В 2013 году мировое производство ядерной энергии выросло впервые с 2010 года — по сравнению с 2012 годом произошёл рост на 0,5 % — до 6,55 млрд МВт ч (562,9 млн тонн нефтяного эквивалента). Наибольшее потребление энергии атомных станций в 2013 году составило в США — 187,9 млн тонн нефтяного эквивалента. В России потребление составило 39,1 млн тонн нефтяного эквивалента, в Китае — 25 млн тонн нефтяного эквивалента, в Индии — 7,5 млн тонн.

Согласно отчёту Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), на конец 2016 года насчитывалось 450 действующих ядерных энергетических (то есть производящих утилизируемую электрическую и/или тепловую энергию) реакторов в 31 стране мира (кроме энергетических, существуют также исследовательские и некоторые другие).

Примерно половина мирового производства электроэнергии на АЭС приходится на две страны — США и Францию. США на АЭС производят только 1/8 своей электроэнергии, однако это составляет около 20 % мирового производства.

Абсолютным лидером по использованию ядерной энергии являлась . Единственная Игналинская АЭС, расположенная на её территории, вырабатывала электрической энергии больше, чем потребляла вся республика (например, в 2003 году в Литве всего было выработано 19,2 млрд кВт⋅ч, из них — 15,5 Игналинской АЭС). Обладая её избытком (а в Литве есть и другие электростанции), «лишнюю» энергию отправляли на экспорт.
Однако, под давлением ЕС (из-за сомнений в её безопасности — ИАЭС использовала энергоблоки того же типа, что и Чернобыльская АЭС), с 1 января 2010 года эта АЭС была окончательно закрыта (предпринимались попытки добиться продолжения эксплуатации станции и после 2009 года, но они не увенчались успехом[источник не указан 682 дня]), сейчас[когда?] решается вопрос о строительстве на той же площадке АЭС современного типа.

Объёмы производства ядерной электроэнергии по странам

Страны с атомными электростанциями.  Эксплуатируются АЭС, строятся новые энергоблоки.  Эксплуатируются АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.  Нет АЭС, станции строятся.  Нет АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.  Эксплуатируются АЭС, строительство новых энергоблоков пока не планируется.  Эксплуатируются АЭС, рассматривается сокращение их количества.  Гражданская ядерная энергетика запрещена законом.  Нет АЭС..

Основная статья: Атомная энергетика по странам

За 2016 год суммарно АЭС мира выработали 2477 млрд кВт⋅ч энергии, что составило 10,8 % всемирной генерации электричества.

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии на 2017 год являются:

• США (804 млрд кВт·ч/год), работает 99 атомных реакторов (20 % от вырабатываемой электроэнергии)
• Франция (379 млрд кВт·ч/год), 58 реакторов, 71,6%.
• Китай (210 млрд кВт·ч/год), 39 реакторов, 3,6%.
• Россия (202,868 млрд кВт.ч /год), 35 реакторов, 18,9%.
• Южная Корея (141 млрд кВт·ч/год), 24 реактора, 27,1%.
• Канада (96 млрд кВт·ч/год), 19 реакторов, 14,6%.
• Украина (85 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов, 55,1%.
• Германия (72 млрд кВт·ч/год), 9 реакторов, 11,6%.
• Швеция (63 млрд кВт·ч/год), 8 реакторов, 39,6%.
• Великобритания (65 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов, 19,3%.

Примерно половина всемирной выработки электроэнергии на АЭС приходится на США и Францию.

Конкурентоспособность

Основная часть внешних издержек на производство электроэнергии на АЭС (например, страхование, обращение с РАО, вывод из эксплуатации) закладывается в стоимость электроэнергии, в отличие от станций, работающих на иных видах топлива. Постоянные затраты на производство ядерной энергии довольно высоки (значительные первоначальные капиталовложения), но переменные расходы небольшие ввиду низкой стоимости топлива

Цена самого урана мало влияет на итоговую стоимость электроэнергии, и общая стоимость выработки одного Мвт/ч на АЭС существенно ниже, чем на станциях других типов, особенно если принять во внимание образование CO2 (рис. 3)

Рис. 3. Сравнение стоимости электроэнергии для тепловых и атомных станций, а также станций, работающих на возобновляемых источниках энергии

Легководные реакторы II и III поколений характеризуются сравнительно низкой температурой теплоносителя на выходе из активной зоны – около 300°C, что ограничивает их тепловой КПД (около 30% для традиционных легководных реакторов). Ожидается, что системы IV поколения будут обладать гораздо более высоким тепловым КПД. При применении других теплоносителей возможно достижение значительно более высоких температур: 400-600°C для CO2, 500-700°C для жидких металлов (натрий, свинец) и 700-900°C для гелия. Напомним, что температура теплоносителя на выходе из активной зоны 900°C соответствует тепловому КПД до 44%, то есть приблизительно на треть выше, чем у традиционных легководных реакторов.

В качестве источника энергии для низкоуглеродной экономики будущего – так называемого постнефтяного общества – перспективен водород. Он может стать ключевым альтернативным источником энергии, действительно надежным и обеспечивающим максимально возможную защиту окружающей среды. Некоторые системы IV поколения могут оказаться единственными чистыми технологическими решениями, обладающими достаточной энергоемкостью для производства значительных объемов водорода из воды, с сопутствующим производством электроэнергии. На сегодняшний день существуют две такие технологии: цикл термохимического разложения воды (TCWSC, минимально необходимая температура – 750°C) и высокотемпературный электролиз водяного пара (HTES, 700°C).

Особенности транспортировки ТВЭЛов

Природный уран характеризуются низким уровнем радиоактивности, однако перед производством ТВС металл проходит процедуру обогащения. Содержание урана-235 в природной руде не превышает 0,7%, а радиоактивность составляет 25 беккерелей на 1 миллиграмм урана.

В урановых таблетках, которые помещаются в ТВС, находится уран с концентрацией урана-235 5%. Готовые ТВС с ядерным топливом перевозятся в специальных металлических контейнерах высокой прочности. Для транспортировки используется железнодорожный, автомобильный, морской и даже воздушный транспорт. В каждом контейнере размещают по две сборки. Перевозка не облучённого (свежего) топлива не представляет радиационной опасности, поскольку излучение не выходит за пределы циркониевых трубок, в которые помещаются прессованные таблетки из урана.

Вагоны для перевозки ядерного топлива

Для партии топлива разрабатывается специальный маршрут, груз перевозится в сопровождении охранного персонала производителя или заказчика (чаще), что связано прежде всего с дороговизной оборудования. За всю историю производства ядерного топлива не было зафиксировано ни одной транспортной аварии с участием ТВС, которая бы повлияла на радиационный фон окружающей среды или привела к жертвам.

Переработка отработанного ядерного топлива

Основная статья: Переработка отработавшего ядерного топлива

Необходимость переработки исчерпанного ядерного топлива обусловлена:

• возможностью регенерирования неиспользованного урана и плутония в отработанных тепловыделяющих элементах;
• возможностью уменьшения количества высокоуровневых радиоактивных отходов.

Обычно отработанное топливо содержит до 1 % U-235 и несколько меньшее количество плутония, поэтому переработка экономит ресурсы, предотвращая нерациональный расход ценных материалов. Переработка позволяет повторять ядерный цикл в свежих тепловыделяющих элементах, сохраняя, таким образом, приблизительно до 30 % естественного урана. Это смешанное оксидное топливо — важный ресурс (смешанное — потому что окись урана смешивается с продуктом переработки отработанного ядерного топлива).

Выделяемые при переработке высокоуровневые отходы, преобразуются в компактные, устойчивые, неразрушимые твердые капсулы, которые удобнее хранить, чем объемистые отработанные тепловыделяющие элементы.

На сегодняшний день более 75 000 тонн отработанного ядерного топлива от гражданских энергетических реакторов уже подвергнуто повторной обработке, а ежегодный объём переработки составляет около 5 000 тонн.

Отработанные топливные сборки, удаленные из реактора, очень радиоактивны и выделяют тепло. Поэтому их помещают в большие резервуары, наполненные водой («бассейны выдержки»), которая охлаждает их, а трёхметровый слой воды поглощает опасное излучение. В таком состоянии они остаются (непосредственно в реакторном отделении или на перерабатывающем заводе) в течение нескольких лет, пока уровень радиоактивности значительно уменьшится. Для большинства видов ядерного топлива его переработка начинается, приблизительно, через пять лет после выгрузки из реактора.

Обычный легко-водный реактор мощностью 1000 МВт производит ежегодно, приблизительно, до 25 тонн исчерпанного топлива. После предварительного охлаждения оно может транспортироваться в специальных защитных контейнерах, которые вмещают лишь несколько (пять — шесть) тонн отработанного топлива, но сами весят до 100 тонн (за счет защиты). Транспортировка отработанного топлива и других высокоуровневых отходов жестко регламентируется специальными правилами, обеспечивающими максимальную безопасность для людей и окружающей среды.

Переработка отработанного оксидного топлива начинается с растворения тепловыделяющих элементов в азотной кислоте. После этого производят химическое разделение урана и плутония. Pu и U могут быть возвращены к началу топливного цикла (уран — на завод для дообогащения, а плутоний — непосредственно на предприятия по изготовлению топлива). Остающаяся жидкость после удаления Pu и U представляет собой высокоуровневые отходы, содержащие примерно 3 % исчерпанного топлива. Радиоактивность этих отходов высока, и они продолжают выделять много тепла.

В ОЯТ содержится около 1 % изотопов плутония
, на основе которого в смеси с обеднённым ураном изготавливается MOX-топливо.

Считается, что подобные схемы переработки ядерного топлива не получили распространения, ввиду относительно низких цен на уран.

Производство ядерного топлива

Производство ядерного топлива невозможно представить без газовых центрифуг, которые используются для получения обогащённого урана. После достижения необходимой концентрации из диоксида урана прессуют так называемые таблетки. Их создают при помощи смазочных материалов, которые удаляются во время обжига в печах. Температура обжига достигает 1000 градусов. После этого таблетки проверяются на соответствие заявленным требованиям. Имеют значение качество поверхности, содержание влаги, соотношение кислорода и урана.

Таблетки из диоксида урана

В это же время в другом цехе готовят трубчатые оболочки для тепловыделяющих элементов. Вышеназванные процессы, включая последующие дозировку и упаковку таблеток в оболочечные трубки, герметизацию, дезактивацию, называются фабрикацией топлива. В России созданием тепловыделяющих сборок (ТВС) занимаются предприятия «Машиностроительный завод» в Московской области, «Новосибирский завод химконцентратов» в Новосибирске, «Московский завод полиметаллов» и другие.

Каждая партия топливных сборок создаётся под реактор конкретного типа. Европейские ТВС делаются в форме квадрата, а российские — с шестиугольным сечением. В РФ широко распространены реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Первые ТВЭЛы для ВВЭР-440 начали разрабатываться с 1963 года, а для ВВЭР-1000 — с 1978 года. Несмотря на то что в России активно внедряются новые реакторы с постфукусимскими технологиями безопасности, по стране и за её пределами функционирует много ядерных установок старого образца, поэтому одинаково актуальными остаются топливные сборки для разных типов реакторов.

Тепловыделяющая сборка ТВС-2M

Например, для обеспечения тепловыделяющими сборками одной активной зоны реактора РБМК-1000 необходимо свыше 200 тысяч комплектующих деталей из циркониевых сплавов, а также 14 млн спечённых таблеток из диоксида урана

Иногда стоимость изготовления топливной сборки может превосходить стоимость содержащегося в элементах топлива, поэтому так важно обеспечить высокую энергоотдачу с каждого килограмма урана

Затраты на производственные процессы в %

Отдельно стоит сказать о топливных сборках для исследовательских реакторов. Они конструируются таким образом, чтобы сделать наблюдение и изучение процесса генерации нейтронов максимально комфортным. Такие ТВЭЛы для экспериментов в сферах ядерной физики, наработки изотопов, радиационной медицины в России производит «Новосибирский завод химических концентратов». ТВС создаются на основе бесшовных элементов с ураном и алюминием.

Производством ядерного топлива в РФ занимается топливная компания ТВЭЛ (подразделение «Росатома»). Предприятие работает над обогащением сырья, сборкой тепловыделяющих элементов, а также предоставляет услуги по лицензированию топлива. «Ковровский механический завод» во Владимирской области и «Уральский завод газовых центрифуг» в Свердловской области создают оборудование для российских ТВС.

Миф 5. Атомная энергетика поможет электрификации беднейших стран мира

Не факт. Двумя главными энергетическими вызовами ближайшего будущего станут сокращение выбросов парниковых газов по всему миру и помощь развивающимся странам в доступе к надежным источникам энергии, необходимым для стабильного прогресса в области здравоохранения, образования и повышения общего уровня жизни. Распространение атомной энергии, которая на сей день обеспечивает около 14% электричества во всем мире, как представляется, будет способствовать решению обеих этих проблем, не усугубляя при этом ситуации. Защитник окружающей среды Джеймс Лавлок утверждает, что атомная энергетика «даст цивилизации шанс выжить в трудные времена, которые всех нас вскоре ожидают».

Проблема в том, что большая часть спроса на энергию сейчас — в развивающемся мире, тогда как около 85% атомной энергетики сосредоточено в наиболее развитых странах. Причины довольно бесхитростны: стоимость запуска атомной станции с нуля — астрономическая, и большие АЭС требуют развитой электросети — оба эти обстоятельства делают АЭС заранее недоступными для 1,6 из 7 млрд жителей Земли. Пусть Нигер — пятый по объему производитель урана в мире, сооружение реактора, в котором этот уран нашел бы применение, стоило бы больше половины ВВП страны. В последние годы многие представители отрасли превозносили роль маленьких реакторов как возможного решения проблемы — эти модульные блоки, в 3-50 раз меньше тех бегемотов, что используются сейчас, при необходимости могут быть постепенно наращены до нужного масштаба и обходятся гораздо дешевле. Но в пересчете на киловатт/час запуск и работа маленьких реакторов обходятся дороже, чем у их старших собратьев. При этом большинство сложностей, затрудняющих развитие атомной энергетики, остаются: потребность в высококвалифицированном персонале, процедуры и оборудование для безопасного хранения радиоактивных отходов, защита от нападений, похищения материала и диверсий.

Все это означает, что надежды людей, живущих без электричества, на быстрое и чистое подключение к сети будут по-прежнему связаны с возобновляемыми источниками энергии — ветром, солнцем, — равно как с инновациями в хранении электроэнергии, будь то водородные аккумуляторы или еще неизвестные науке изобретения.

Литература

• Clarfield, Gerald H. and William M. Wiecek (1984). Nuclear America: Military and Civilian Nuclear Power in the United States 1940—1980, Harper & Row.
• Cooke, Stephanie (2009). In Mortal Hands: A Cautionary History of the Nuclear Age, Black Inc.
• Cravens, Gwyneth. Power to Save the World: the Truth about Nuclear Energy. — New York : Knopf, 2007. — ISBN 0-307-26656-7.
• Elliott, David (2007). Nuclear or Not? Does Nuclear Power Have a Place in a Sustainable Energy Future?, Palgrave.
• Falk, Jim (1982). Global Fission: The Battle Over Nuclear Power, Oxford University Press.
• Ferguson, Charles D., (2007). Nuclear Energy: Balancing Benefits and Risks Council on Foreign Relations.
• Herbst, Alan M. and George W. Hopley (2007). Nuclear Energy Now: Why the Time has come for the World’s Most Misunderstood Energy Source, Wiley.
• Schneider, Mycle, Steve Thomas, Antony Froggatt, Doug Koplow (August 2009). The World Nuclear Industry Status Report, German Federal Ministry of Environment, Nature Conservation and Reactor Safety.
• Walker, J. Samuel (1992). Containing the Atom: Nuclear Regulation in a Changing Environment, 1993—1971, Berkeley: University of California Press.
• Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective, Berkeley: University of California Press.
• Weart, Spencer R. The Rise of Nuclear Fear. Cambridge, MA: Harvard University Press, 2012. ISBN 0-674-05233-1

Что такое атомная энергия

Ядерная энергия — это полная энергия ядра атома. Ядерная энергия выделяется, когда происходят ядерные реакции. Ядерные реакции — это реакции, которые могут изменить ядро ​​атома. Существуют два основных типа ядерных реакций: реакции ядерного деления и реакции ядерного синтеза.

Ядерное деление

Деление ядра — это расщепление ядра на более мелкие частицы. Эти частицы называются продуктами деления. Когда происходит ядерное деление, конечная общая масса продуктов деления не равна общей начальной массе ядра. Окончательное значение также меньше исходного значения. Недостающая масса преобразуется в энергию. Высвобождаемая энергия может быть найдена с помощью уравнения Эйнштейна.

E = mc2

Где E — это высвобождаемая энергия, m — недостающая масса, а c — скорость света.

Деление ядра может происходить тремя способами:

Радиоактивный распад

Радиоактивный распад происходит в нестабильных ядрах. Здесь некоторые субатомные частицы преобразуются в различные формы частиц и испускаются спонтанно. Это происходит для того, чтобы получить стабильное состояние.

Нейтронная бомбардировка

Ядерное деление может происходить посредством нейтронной бомбардировки. Когда ядро ​​поражено нейтроном извне, ядро ​​может расколоться на фрагменты. Эти фрагменты называются продуктами деления. Это высвобождает большое количество энергии вместе с большим количеством нейтронов ядра.

Термоядерная реакция

Деление ядра происходит, когда два или более ядер соединяются друг с другом, образуя новое единое ядро. Здесь высвобождается большое количество энергии. Недостающая масса в процессе синтеза превращается в энергию.

Рисунок 2: Ядерная реакция синтеза

Приведенные выше примеры показывают слияние дейтерия (2H) и тритий (3ЧАС). Реакция дает гелий (4Он) как конечный продукт вместе с нейтроном. Реакция дает в общей сложности 17,6 МэВ.

Ядерная энергия является хорошим источником энергии для производства электроэнергии. Ядерные энергетические реакторы способны использовать ядерную энергию для производства электроэнергии. Плотность энергии элементов, которые можно использовать в ядерных реакторах, очень высока по сравнению с другими источниками энергии, такими как ископаемое топливо. Однако основным недостатком использования ядерной энергии является образование ядерных отходов и драматические аварии, которые могут произойти на электростанциях.