Прогноз на полвека вперед
Текст: Александр ЮЖАНИН / Фото: РИА Новости, Страна Росатом, ТАСС
Материал создан в рамках развития Фондом «АТОМ» программы «АТОМАРИУМ» (ранее — программа «Homo Science»)
Материал создан в рамках развития Фондом «АТОМ» программы «АТОМАРИУМ» (ранее — программа «Homo Science»)
Все фундаментальные научные и технологические решения атомной отрасли были заложены еще в середине прошлого века. Более того: потенциал некоторых разработок полувековой давности еще не раскрыт до конца. «НАЭ» запускает серию перепечаток статей из журнала «Атомная энергия», их авторы — выдающиеся ученые и руководители. Мы будем снабжать их комментариями современных экспертов. Открываем серию важнейшей статьей Игоря Курчатова, в которой он предсказал парадигму развития глобальной атомной энергетики.
Атомная энергия. Выпуск 3. 1956 год
Некоторые вопросы развития атомной энергетики в СССР
И. В. Курчатов
Освещаются главные направления развития работы в области атомной энергетики в СССР, а также рассмотрены некоторые вопросы физики атомных реакторов с водяным замедлителем.
В Советском Союзе осуществляется большое энергетическое строительство. Мы располагаем разнообразными природными энергетическими ресурсами. Обширные и легкодоступные залежи каменных углей и хорошие условия для создания каскадов крупнейших гидроэлектростанций имеются в Сибири. Богатые водные ресурсы позволяют получать там дешевую гидроэнергию, а на базе открытых угольных карьеров — дешевую электрическую и тепловую энергию. В ближайшие 15−20 лет в Ангаро-Енисейском бассейне намечено создать мощную энергосистему с производством электроэнергии 250−300 млрд кВт·ч в год.
Однако бо́льшая часть населения и промышленности СССР сосредоточена в настоящее время на равнинах Европейской части страны. Дешевые гидроресурсы здесь будут скоро исчерпаны, а добыча и транспортировка ископаемых углей на большие расстояния требуют больших затрат. Вместе с тем быстро растущие промышленность и сельское хозяйство требуют большого увеличения производства электрической и тепловой энергии. Имеющихся у нас ресурсов будет достаточно на ближайшие десятилетия, но в более отдаленном будущем атомная энергия может оказаться тем практически неисчерпаемым и относительно дешевым источником, который обеспечит изобилие энергии в Европейской части СССР.
Мы ставим задачу создать атомную энергетику, которая, по крайней мере для условий Европейской части Союза, будет экономически более выгодной, чем угольная энергетика. Ясно, что только на крупных атомных электростанциях можно достигнуть экономически выгодных показателей атомной энергетики. Поэтому намечается строить крупные атомные электростанции на первое время мощностью около 400−600 тыс. кВт каждая, для того чтобы накопить опыт строительства и эксплуатации атомных электростанций, а также массового производства тепловыделяющих элементов и их переработки. Строительство крупных атомных электростанций и их эксплуатация дадут также возможность проверить, какие из установок будут наиболее безвредны и безопасны для окружающего населения. Эти данные и экономические характеристики определят тип атомных электростанций и масштабы атомной энергетики на период 1960—1970 гг. В 1955—1960 гг. в Советском Союзе намечено построить пять опытных атомных электростанций. Станции будут входить в строй с конца 1958 г., часть их начнет работать в 1959 г., а некоторые — в 1960 г. На двух станциях будут установлены реакторы на тепловых и надтепловых нейтронах с водяным замедлителем и теплоносителем. Электрическая мощность, получаемая от одного реактора станции, — 200 тыс. кВт. Три турбины каждого реактора мощностью по 70 тыс. кВт будут работать на насыщенном паре давлением около 30 ama.
И. В. Курчатов
Освещаются главные направления развития работы в области атомной энергетики в СССР, а также рассмотрены некоторые вопросы физики атомных реакторов с водяным замедлителем.
В Советском Союзе осуществляется большое энергетическое строительство. Мы располагаем разнообразными природными энергетическими ресурсами. Обширные и легкодоступные залежи каменных углей и хорошие условия для создания каскадов крупнейших гидроэлектростанций имеются в Сибири. Богатые водные ресурсы позволяют получать там дешевую гидроэнергию, а на базе открытых угольных карьеров — дешевую электрическую и тепловую энергию. В ближайшие 15−20 лет в Ангаро-Енисейском бассейне намечено создать мощную энергосистему с производством электроэнергии 250−300 млрд кВт·ч в год.
Однако бо́льшая часть населения и промышленности СССР сосредоточена в настоящее время на равнинах Европейской части страны. Дешевые гидроресурсы здесь будут скоро исчерпаны, а добыча и транспортировка ископаемых углей на большие расстояния требуют больших затрат. Вместе с тем быстро растущие промышленность и сельское хозяйство требуют большого увеличения производства электрической и тепловой энергии. Имеющихся у нас ресурсов будет достаточно на ближайшие десятилетия, но в более отдаленном будущем атомная энергия может оказаться тем практически неисчерпаемым и относительно дешевым источником, который обеспечит изобилие энергии в Европейской части СССР.
Мы ставим задачу создать атомную энергетику, которая, по крайней мере для условий Европейской части Союза, будет экономически более выгодной, чем угольная энергетика. Ясно, что только на крупных атомных электростанциях можно достигнуть экономически выгодных показателей атомной энергетики. Поэтому намечается строить крупные атомные электростанции на первое время мощностью около 400−600 тыс. кВт каждая, для того чтобы накопить опыт строительства и эксплуатации атомных электростанций, а также массового производства тепловыделяющих элементов и их переработки. Строительство крупных атомных электростанций и их эксплуатация дадут также возможность проверить, какие из установок будут наиболее безвредны и безопасны для окружающего населения. Эти данные и экономические характеристики определят тип атомных электростанций и масштабы атомной энергетики на период 1960—1970 гг. В 1955—1960 гг. в Советском Союзе намечено построить пять опытных атомных электростанций. Станции будут входить в строй с конца 1958 г., часть их начнет работать в 1959 г., а некоторые — в 1960 г. На двух станциях будут установлены реакторы на тепловых и надтепловых нейтронах с водяным замедлителем и теплоносителем. Электрическая мощность, получаемая от одного реактора станции, — 200 тыс. кВт. Три турбины каждого реактора мощностью по 70 тыс. кВт будут работать на насыщенном паре давлением около 30 ama.
Реакторный зал Обнинской АЭС. Обнинск, август 1958 г.
Будет построена станция второго типа с реакторами, аналогичными реактору первой атомной электростанции Академии наук CCCP (доклад об этой станции был сделан профессором Блохинцевым на Женевской конференции). Реакторы на тепловых нейтронах будут иметь графитовый замедлитель; тепло будет отводиться водой и паром. Пар давлением около 90 ama, перегретый до 480−500 °С, будет питать турбины общей мощностью 200 тыс. кВт.
На атомной электростанции третьего типа будет установлен гетерогенный реактор с замедлителем из тяжелой воды. Отвод тепла будет осуществляться циркуляцией газа. На Нью-Йоркской национальной конференции в октябре 1955 г. профессор Владимирский сообщил об основных характеристиках этого реактора, который будет производить пар давлением около 30 ama и температурой около 400 °C для питания турбин общей мощностью 200 тыс. кВт.
Кроме этих трех типов мощных атомных электростанций, в течение 1959−1960 гг. мы построим и введем в действие несколько экспериментальных атомных установок электрической мощностью 50−70 тыс. кВт каждая.
К ним относятся:
Выполнение этой программы опытного строительства атомных электростанций обеспечит возможность отбора лучших типов и позволит также разобраться во многих не вполне еще ясных вопросах физики реакторов. Мы надеемся, что проводимые нами работы окажутся полезными для тех государств, где по состоянию природных ресурсов необходимо неотложное развитие атомной энергетики.
(…) Реакторы с водяным замедлителем обладают высоким коэффициентом воспроизводства ядерного горючего в соединении с простотой и компактностью конструкции. По нашему мнению, они являются перспективными для большой атомной энергетики ближайшего будущего.
На атомной электростанции третьего типа будет установлен гетерогенный реактор с замедлителем из тяжелой воды. Отвод тепла будет осуществляться циркуляцией газа. На Нью-Йоркской национальной конференции в октябре 1955 г. профессор Владимирский сообщил об основных характеристиках этого реактора, который будет производить пар давлением около 30 ama и температурой около 400 °C для питания турбин общей мощностью 200 тыс. кВт.
Кроме этих трех типов мощных атомных электростанций, в течение 1959−1960 гг. мы построим и введем в действие несколько экспериментальных атомных установок электрической мощностью 50−70 тыс. кВт каждая.
К ним относятся:
- реактор на тепловых нейтронах с замедлителем из обыкновенной воды и турбиной, работающей на слабо радиоактивном паре, получаемом непосредственно в реакторе;
- гомогенный реактор с замедлителем из тяжелой воды и расширенным воспроизводством ядерного горючего в цикле 333Th — 233U;
- реактор на тепловых нейтронах с замедлителем из графита и отводом тепла при помощи натрия;
- реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и расширенным воспроизводством ядерного горючего в цикле.
Выполнение этой программы опытного строительства атомных электростанций обеспечит возможность отбора лучших типов и позволит также разобраться во многих не вполне еще ясных вопросах физики реакторов. Мы надеемся, что проводимые нами работы окажутся полезными для тех государств, где по состоянию природных ресурсов необходимо неотложное развитие атомной энергетики.
(…) Реакторы с водяным замедлителем обладают высоким коэффициентом воспроизводства ядерного горючего в соединении с простотой и компактностью конструкции. По нашему мнению, они являются перспективными для большой атомной энергетики ближайшего будущего.
Комментарий эксперта
Юрий Драгунов
доктор технических наук, научный руководитель космических ядерных установок НИКИЭТ, академик РАН, заместитель главного редактора журнала «Атомная энергия»
— Игорь Васильевич Курчатов в этой статье представил практически все ключевые направления, по которым предполагалось развитие атомной энергетики. При этом акцент делался на строительстве экспериментальных ядерных установок и головных энергоблоков. Опыт эксплуатации последних позволяет определить наиболее безопасные и перспективные проекты.
Первое направление — водо-водяные реакторы. В СССР работы по ВВЭР начались в 1955 году, когда Институт атомной энергии разработал техническое задание на проект первого отечественного ВВЭР для АЭС электрической мощностью 210 МВт. Разработкой проекта занималось ОКБ «Гидропресс». Первый отечественный ВВЭР начал работать в 1964 году на Нововоронежской АЭС. Опыт его эксплуатации имел исключительно важное значение для развития как отечественной, так и мировой атомной энергетики. Затем ОКБ «Гидропресс» в короткие сроки разработало проекты ВВЭР‑2, ВВЭР‑3М, ВВЭР‑440 (это реакторы поколения I), а в 1969 году совместно с Курчатовским институтом начало разработку реактора головного энергоблока мощностью 1000 МВт для Нововоронежской станции.
АЭС с реакторами ВВЭР строились в СССР, в странах Восточной Европы, в Финляндии. Сегодня направление водо-водяных реакторов получило еще более широкое распространение: энергоблоки российского дизайна возводятся как в России, так и во многих зарубежных странах, есть планы развития этого направления на базе реакторов со спектральным регулированием и сверхкритическими параметрами.
Второе направление, получившее большое развитие в СССР, — это уран-графитовые реакторы. На базе опыта эксплуатации Обнинской АЭС и промышленных реакторов были созданы энергоблоки Белоярской АЭС с ядерным перегревом пара, как и рекомендовал Курчатов: АМБ‑100 и АМБ‑200 с параметрами пара 8−9 МПА и температурой 480−510 °С. Этот опыт, в свою очередь, привел к запуску в 1974 году на Чукотке уникальной Билибинской АЭС-АТЭЦ с четырьмя водно-графитовыми гетерогенными реакторами ЭГП‑6, которые до сих пор снабжают Билибино не только электричеством, но и теплом. В целом, разработка энергетических уран-графитовых реакторов канального типа выросла в национальное направление развития и привела к созданию реактора большой мощности — канального РБМК мощностью 1000 МВт. Энергоблоки с этими реакторами были построены на Ленинградской, Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС. В мировой атомной энергетике реакторы этого типа широкого применения не нашли.
Реакторы третьего типа, о которых упоминается в статье, — тяжеловодные. Игорь Васильевич придавал их созданию большое значение, учитывая уникальность замедлителя. На П О «Маяк» были созданы четыре тяжеловодных реактора: УКА 180 (1966 год), УКА‑190 (1965 год), УКА‑190М (1985 год) и ЛФ‑2 (1998 год).
Тяжеловодные реакторы для энергетики не нашли широкого применения в нашей стране, однако в других странах они используются, например, в Канаде сейчас эксплуатируется 14 энергоблоков с реакторами CANDU.
Также в статье И. В. Курчатова рассматриваются реакторы на тепловых нейтронах с замедлителем из обыкновенной воды и турбиной, работающей на слаборадиоактивном паре, получаемом непосредственно в реакторе. В СССР был построен реактор такого типа — это исследовательский ВК‑50 в ГНЦ НИИАР мощностью 50 МВт. С 1990‑х годов он работает в энергетическом режиме. Опыт эксплуатации доказал надежность и безопасность установок подобного типа. Это направление не получило развития в СССР, хотя в мировой энергетике оно играет важную роль. АЭС с реакторами такого типа продолжают совершенствоваться.
Важным направлением, рекомендованным И. В. Курчатовым, было создание реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. В 1960 году было принято постановление Совета министров СССР о разработке промышленного двухцелевого реактора на быстрых нейтронах. В 1972 году заработала Шевченковская АЭС с первым в мире энергетическим быстрым натриевым реактором БН‑350. В состав АЭС входили также опреснительные установки и ТЭЦ. В 1980 году на Белоярской АЭС начал работу быстрый натриевый реактор БН‑600, в 2015 году — БН‑800, сейчас разрабатывается быстрый реактор большой мощности БН‑1200. В других странах эксплуатация быстрых реакторов оказалась не такой успешной, как в нашей, — достаточно вспомнить французские «Феникс» и «Суперфеникс» и японский «Мондзю». Россия — признанный мировой лидер в «быстрой» тематике. Напомню, что сейчас в рамках проекта «Прорыв» сооружается быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД‑300.
Интересно, что Игорь Васильевич внимательно отнесся к созданию реакторов с использованием ториевого цикла. Это направление сегодня активно обсуждается в профессиональном сообществе.
Отмечу также, что И. В. Курчатов много внимания уделял вопросам физики; в частности, в этой статье он предположил, что возможности ураново-водной решетки в плане использования 238U могут сближаться с возможностями систем на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего.
Таким образом, в своей статье Игорь Васильевич Курчатов предсказал и определил самые перспективные реакторные технологии. Все они не могли быть реализованы в одной стране в силу их сложности. Каждая страна сделала свой выбор, но охват Курчатова уникален: он спрогнозировал и обосновал направления развития глобальной атомной энергетики на следующие полвека.
Первое направление — водо-водяные реакторы. В СССР работы по ВВЭР начались в 1955 году, когда Институт атомной энергии разработал техническое задание на проект первого отечественного ВВЭР для АЭС электрической мощностью 210 МВт. Разработкой проекта занималось ОКБ «Гидропресс». Первый отечественный ВВЭР начал работать в 1964 году на Нововоронежской АЭС. Опыт его эксплуатации имел исключительно важное значение для развития как отечественной, так и мировой атомной энергетики. Затем ОКБ «Гидропресс» в короткие сроки разработало проекты ВВЭР‑2, ВВЭР‑3М, ВВЭР‑440 (это реакторы поколения I), а в 1969 году совместно с Курчатовским институтом начало разработку реактора головного энергоблока мощностью 1000 МВт для Нововоронежской станции.
АЭС с реакторами ВВЭР строились в СССР, в странах Восточной Европы, в Финляндии. Сегодня направление водо-водяных реакторов получило еще более широкое распространение: энергоблоки российского дизайна возводятся как в России, так и во многих зарубежных странах, есть планы развития этого направления на базе реакторов со спектральным регулированием и сверхкритическими параметрами.
Второе направление, получившее большое развитие в СССР, — это уран-графитовые реакторы. На базе опыта эксплуатации Обнинской АЭС и промышленных реакторов были созданы энергоблоки Белоярской АЭС с ядерным перегревом пара, как и рекомендовал Курчатов: АМБ‑100 и АМБ‑200 с параметрами пара 8−9 МПА и температурой 480−510 °С. Этот опыт, в свою очередь, привел к запуску в 1974 году на Чукотке уникальной Билибинской АЭС-АТЭЦ с четырьмя водно-графитовыми гетерогенными реакторами ЭГП‑6, которые до сих пор снабжают Билибино не только электричеством, но и теплом. В целом, разработка энергетических уран-графитовых реакторов канального типа выросла в национальное направление развития и привела к созданию реактора большой мощности — канального РБМК мощностью 1000 МВт. Энергоблоки с этими реакторами были построены на Ленинградской, Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС. В мировой атомной энергетике реакторы этого типа широкого применения не нашли.
Реакторы третьего типа, о которых упоминается в статье, — тяжеловодные. Игорь Васильевич придавал их созданию большое значение, учитывая уникальность замедлителя. На П О «Маяк» были созданы четыре тяжеловодных реактора: УКА 180 (1966 год), УКА‑190 (1965 год), УКА‑190М (1985 год) и ЛФ‑2 (1998 год).
Тяжеловодные реакторы для энергетики не нашли широкого применения в нашей стране, однако в других странах они используются, например, в Канаде сейчас эксплуатируется 14 энергоблоков с реакторами CANDU.
Также в статье И. В. Курчатова рассматриваются реакторы на тепловых нейтронах с замедлителем из обыкновенной воды и турбиной, работающей на слаборадиоактивном паре, получаемом непосредственно в реакторе. В СССР был построен реактор такого типа — это исследовательский ВК‑50 в ГНЦ НИИАР мощностью 50 МВт. С 1990‑х годов он работает в энергетическом режиме. Опыт эксплуатации доказал надежность и безопасность установок подобного типа. Это направление не получило развития в СССР, хотя в мировой энергетике оно играет важную роль. АЭС с реакторами такого типа продолжают совершенствоваться.
Важным направлением, рекомендованным И. В. Курчатовым, было создание реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. В 1960 году было принято постановление Совета министров СССР о разработке промышленного двухцелевого реактора на быстрых нейтронах. В 1972 году заработала Шевченковская АЭС с первым в мире энергетическим быстрым натриевым реактором БН‑350. В состав АЭС входили также опреснительные установки и ТЭЦ. В 1980 году на Белоярской АЭС начал работу быстрый натриевый реактор БН‑600, в 2015 году — БН‑800, сейчас разрабатывается быстрый реактор большой мощности БН‑1200. В других странах эксплуатация быстрых реакторов оказалась не такой успешной, как в нашей, — достаточно вспомнить французские «Феникс» и «Суперфеникс» и японский «Мондзю». Россия — признанный мировой лидер в «быстрой» тематике. Напомню, что сейчас в рамках проекта «Прорыв» сооружается быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД‑300.
Интересно, что Игорь Васильевич внимательно отнесся к созданию реакторов с использованием ториевого цикла. Это направление сегодня активно обсуждается в профессиональном сообществе.
Отмечу также, что И. В. Курчатов много внимания уделял вопросам физики; в частности, в этой статье он предположил, что возможности ураново-водной решетки в плане использования 238U могут сближаться с возможностями систем на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего.
Таким образом, в своей статье Игорь Васильевич Курчатов предсказал и определил самые перспективные реакторные технологии. Все они не могли быть реализованы в одной стране в силу их сложности. Каждая страна сделала свой выбор, но охват Курчатова уникален: он спрогнозировал и обосновал направления развития глобальной атомной энергетики на следующие полвека.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ