Национальный исследовательский Томский политехнический университет Кафедра химической технологии редких,

Национальный исследовательский
Томский политехнический университет
Кафедра химической технологии редких,
рассеянных и радиоактивных элементов
Составитель:
Р. Крайденко
Атомная промышленность (атомная отрасль) – это совокупность..?
 НЕТ официального определения, но в РФ есть День работника
промышленности – 28 сентября.
атомной
Ядерная (атомная) энергетика – это отрасль энергетики, занимающаяся
производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной
энергии. Область науки и техники, разрабатывающая методы и средства
преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую (СЭС).
Ядерный оружейный комплекс (ЯОК) – это комплекс..?
Ядерное оружие (устар. атомное оружие) – совокупность ядерных боеприпасов,
средств их доставки к цели и средств управления (СЭС).
Атомный флот – это совокупность гражданских судов и военных кораблей
различного назначения, имеющих в качестве главного источника энергии ядерные
силовые установки (СЭС).
Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка для производства энергии в
заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной
проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный
реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и
сооружений с необходимыми работниками (персоналом) (ОПБ-88/97).
АЭС – это электростанция на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в
электрическую (Советский энциклопедический словарь).
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Структура атомной отрасли.
Госкорпорация «Росатом»
•Ядерный энергетический комплекс.
•Ядерный оружейный комплекс.
•Прикладная и фундаментальная наука.
•Ядерная и радиационная безопасность.
•Атомный ледокольный флот.
Ядерный энергетический комплекс:
•Добыча урана.
•Обогащение урана.
•Производство ядерного топлива.
•Проектирование, инжиниринг, строительство АЭС.
•Производство энергии на АЭС.
•Ядерное и энергетическое машиностроение.
•Сервис и обслуживание оборудования АЭС.
Данные сайта Госкорпорации «Росатом»
www.rosatom.ru
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Атомная промышленность имеет четыре
направления:
а) энергетическое.
б) военное (ЯОК Госкорпорации «Росатом») – обеспечивает реализацию РФ
политики ядерного сдерживания, осуществляя свою деятельность совместно с
предприятиями оборонно-промышленного комплекса России.
в) транспортное.
г) медицинское.
Энергетическое включает:
•добычу урана;
•обогащению урана;
•производство ядерного топлива;
•производство электроэнергии;
•переработка отработавшего (облученного) ядерного топлива (ОЯТ);
•захоронение радиоактивных отходов (РАО);
•ядерное и энергетическое машиностроение;
•проектирование, инжиниринг и строительство АЭС;
•сервис и обслуживание АЭС.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Энергетические
ресурсы
Первичные
Возобновляемые
Вторичные
Невозобновляемые
-гидроэнергетические
ресурсы,
-энергия ветра и волн,
-солнечная радиация,
-биомасса,
-геотермальная энергия
Углеводородные ресурсы:
-ископаемые угли,
-нефть,
-газ
Ядерно-топливные ресурсы
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Преимущества
1.
2.
3.
4.
5.
Высокая теплотворность
на единицу топлива (в 50
млн. раз больше угля )
Наукоемкость???
Самовоспроизводимость
Практическая
неисчерпаемость запасов
Отсутствие выбросов СО2
Недостатки
1.
2.
Необходимость
переработки ОЯТ
Необходимость высокой
степени контроля за ЯМ
Ядерное топливо (Nuclear fuel) — материал, содержащий делящиеся нуклиды,
который, будучи помещенным в ядерный реактор, позволяет осуществить
цепную ядерную реакцию. Отличается очень высокой энергоёмкостью (при
полном делении 1 кг U-235 высвобождается энергия равная Дж, в то время как
при сгорании 1 кг органического топлива выделяется энергия порядка (3—5) Дж в
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
зависимости от вида топлива).
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Ядерная технология — совокупность
технологий, в которых используются ядерные
реакции, например деление ядер и ядерный
синтез. Наиболее известные ядерные
технологии: Ядерная энергетика, Ядерная
медицина, Ядерное оружие.
Я́дерная фи́зика — раздел физики, изучающий
структуру и свойства атомных ядер, а также их
столкновения (ядерные реакции).
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Схема ядерно-топливного цикла с оборотом регенерированного урана
92U
238
90Th
92U
235
(n, σ)= 92U239 + β = 93Np239 + β = 94Pu239
232
(n, σ) = 90Th233 + β = 91Pa233 + β = 92U233
- первичное ядерное топливо,
233 и Pu239 – вторичное ядерное топливо.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
92U
94
ТВЭЛ (Fuel element) — тепловыделяющий элемент. Главный конструкционный
элемент активной зоны гетерогенного реактора, в виде которого в него загружается
топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер U-235, Pu-239 или U-233,
сопровождающееся выделением энергии и от них происходит передача тепловой
энергии теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых
деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами
теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к
теплоносителю.
ТВС (Fuel assembly) — тепловыделяющая сборка. Для загрузки в реактор
стержневые твэлы собирают в пучки, при этом обеспечивается их параллельность и
определенный зазор с помощью дистанционирующих решеток. В зависимости от типа
реактора и конструкции активной зоны реактора пучки твэлов могут быть заключены в
кожух, образующий тракт теплоносителя в пределах активной зоны реактора, или
устанавливаться в реактор без кожуха.
ПД – Продукты деления (Fission products) — нуклиды, образующиеся как в
результате ядерного деления, так и в результате радиоактивного распада нуклидов,
образовавшихся при ядерном делении.
АБ – атомная бомба.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Схема деления ядра U235 в результате
взаимодействия с нейтроном
92U
235
(n, σ) = А + В + (2÷3)n + 200 МэВ
1 эВ = 1,6 · 10-19 Дж
1 МэВ = 106 эВ = 1,6 · 10-13 Дж
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Принципиальная схема атомной
электростанции
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Состав природного урана
Изотоп
U234
U235
U238
Вид
излучения



Энергия
излучения, МэВ
4,76
4,52
4,21
Период полураспада
Т1/2, лет
2,35105
7,07108
4,51109
Содержание урана-235 в ядерном топливе от 2 до 5 %
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Содержание в
природной смеси, %
0,006
0,714
99,28
Добыча
Конверсия
Компания
Cameco, Порт Хоп, Канада
Cameco, Спрингфилд,
Великобритания
Comurhex (Areva)Пьереллате,
Франция
Converdyn, Метрополис, США
CNNC, Ланжоу, Китай
IPEN, Бразилия
Всего
Производительная
емкость
(тонн UF6)
12,500
6000
14,500
15,000
3000
90
76,090
Доклад WNA 2009г
* используемая мощность
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 201312,000 to 18,000 тоннU/год
Страна
Франция
ГерманияГоландияВеликобритан
ия
Япония
Компания\завод
2008
Areva, Georges
10,800*
Besse I & II
Urenco: Gronau,
11,000
Germanu;
(12,200
Almelo,
на конец
Netherlands;
2009)
Capenhurst, UK.
JNFL, Rokkaasho
150
2015
7000
12,200
USEC, Paducah & Piketon
Urenco, New Mexico
11,300*
0
3800
5900
США
Areva, Idaho Falls
0
>1000
0
2000
25,000
33,000
США
Россия
750
Источник, WNA Market Report 2009
* Получено с использованием газодиффузионного принципа разделения
США
США
(GLE)Полное лазерное
обогащение
ТВЭЛ:Ангарск,Новоураль
ск,Зеленогорск, Северск
Китай
CNNC, Hanzhun & Lanzhou
1300
3000
Пакистан,
Бразилия,
Иран
различные
100
300
59,650
69,000
47,600
55,400
Суммарная мощность в
тонн ЕРР
Потребности (согласно
данным WNA)
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
ЕРР (единица работы разделения) – энергия, которую нужно затратить для превращения
стандартного природного урана в килограмм стандартного энергетического (низкообогащенного) урана
при стандартных условиях. Стоимость 1 ЕРР в мире колеблется от 70 до 120 долларов.
Термодинамические свойства UF6 почти не зависят от изотопа урана, работа разделительного
элемента будет происходить одинаково, какую бы концентрацию изотопной смеси мы не подавали на
его вход. Это позволяет сформулировать условное понятие работы разделения, которое можно
использовать для количественного сопоставления усилий, или времени работы, требующейся для
проведения одной операции обогащения по сравнению с другой операцией, имеющей совсем другие
начальные и конечные параметры, если мы располагаем одним и тем же оборудованием. Работа
разделения математически формулируется через разность специально определённых разделительных
потенциалов сырья, отбора и отвала.
Понятие работы разделения позволяет сравнивать трудоёмкость различных разделительных
задач. Например для получения одного килограмма урана, обогащенного до 4 % при отвале 0,26 %
нужно затратить 8,29 кг природного урана и 5,7 ЕРР. Для получения того же килограмма 4 % урана при
концентрации отвала 0,1 % нужно затратить 6,38 кг природного урана, но уже 8,95 ЕРР.
Получение высокообогащённого урана требует существенно больших затрат. Например, получение
одного килограмма урана с обогащением 90 % при отвале 0,26 % требует 199 кг сырья и 204,7 ЕРР, а та
же операция при отвале 0,1 % требует 147 кг сырья и 292,7 ЕРР. Однако отметим, что в расчёте на
переработку заданного количества сырья – природного урана, затраты работы разделения
концентрируются вблизи невысоких обогащений.
Из приведённых цифр следует, что на один килограмм сырья, превращаемого в 4 % уран,
затрачивается 1,4 ЕРР, а при его обогащении до 90 % – 2 ЕРР, то есть ненамного больше.
Мощность разделения характеризует способность отдельного устройства, или каскада, или завода,
проделать заданный объём работы разделения в течение года. Поэтому мощность разделения
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
обозначают ЕРР/год.
1.
2.
3.
4.
Увеличение объемов радиохимической переработки
ОЯТ
Переход на замкнутые ЯТЦ
Развитие добычи альтернативных ядерно-топливных
ресурсов (торий)
Развитие традиционных и внедрение перспективных
методов изотопного разделения
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013

Госкорпорация «Росатом» сегодня — это:

16 % производства электрической энергии в России,

8 % мировой добычи урана, 40% мирового рынка услуг по обогащению урана,

17 % мирового рынка ядерного топлива для АЭС,

16 % мирового рынка строительства атомных станций.
Источник, Отчет
АРМЗ 2010 г.
Основные запасы урана
Активы
Доля
Запасы, т
ОАО «ППГХО»
100%
118 341
ЗАО «Далур»
100%
10 423
11 691
22 114
ОАО «Хиагда»
100%
26 683
14 979
41 661
ЗАО «Эльконский ГМК»
100%
319 186
-
319 186
ЗАО «Оловская ГХК»
100%
11 726
-
11 726
ЗАО «УДК Горное»
100%
7 918
-
7 918
ЗАО «Лунное»
100%
418
-
408
494 685
26 669
521 354
Итого Россия
Ресурсы Р1, т
Всего МСБ,т
118 341
АО СП «Заречное»
50%
9 073
15 051
24 124
АО СП «Акбастау»
50%
12 324
27 885
50 209
21 397
42 936
64 333
15 932
64 187
85 537
631 874
Итого Казахстан
Участие в Uranium One Inc.
Итого АРМЗ
30 255
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
546 337
1.
2.
3.
Поиск новых и разработка перспективных
месторождений «Хиагда» в Бурятии и «Лунное» в
Якутии.
Переход от подкритической центрифуги к
надкритической.
Развитие предприятий конверсионного,
разделительного и топливного производства, а также
строительство новых.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013

Ядерный топливный цикл - это вся последовательность повторяющихся
производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая
производство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов

Сегодня в большинстве стран используется открытый ядерный топливный цикл.
В отличие от него, замкнутый цикл вместо транспортирования к месту
утилизации
предполагает
транспортирование
облученных
ТВС
на
радиохимические заводы, где происходит извлечение невыгоревшего урана.
Годный для повторного использования уран составляет более 95% от его
первоначальной массы. Затем он проходит те же стадии обработки, что и
добытый в рудниках
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Урановый топливный цикл
делящимся материалом служит
235U, а фертильным материалом
(воспроизводящим) - 238U.
Урановое горючее изготавливают
из:
1. природного урана(0,72 % 235U)
2. низкообогащенного урана (1-5
% 235U)
3. высокообогащенного урана
(до 93 % 235U)
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Уран-плутониевый топливный цикл
Горючее для этого цикла состоит из
природного или обедненного (0,2-0,3 %
урана-235) урана с добавкой плутония239
в
количестве,
эквивалентном
соответствующему
обогащению
по
урану-235
Уран-ториевый топливный цикл
Делящийся материал – уран-235 или
уран-233, фертильный – Торий-232.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
1. Производство чистых соединений урана (U3O8);
2. Получение ядерного топлива;
3. Компания в атомном реакторе (синтез плутония);
4. Радиохимическая переработка облученного ядерного топлива (ОЯТ).
92U
238
(n, σ)= 92U239 + β = 93Np239 + β = 94Pu239
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
1. Производство чистых соединений урана (U3O8);
2. Получение ядерного топлива;
3. Компания в атомном реакторе (синтез плутония);
4. Радиохимическая переработка облученного ядерного топлива (ОЯТ);
5.Переработка плутония;
6.Производство гексафторида урана;
7.Разделение изотопов урана.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
1. Производство чистых соединений урана (U3O8);
2. Получение ядерного топлива;
3. Компания в атомном реакторе (синтез плутония);
4. Радиохимическая переработка облученного ядерного топлива (ОЯТ);
5.Переработка плутония;
6.Производство гексафторида урана;
7.Разделение изотопов урана.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013

Крупнейшая в мире АЭС — это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов
типа BWR установленной мощностью 110—1356 МВт). Самая крупная в Европе – это
Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России
наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4
реактора мощностью 1000 МВт каждый.
Страна
Количест
во ЯР
Страна
Количе
ство ЯР
Страна
Количе
ство ЯР
Страна
Количе
ство ЯР
США
104
Германия
17
Финляндия
4
Румыния
2
Франция
58
Украина
15
Венгрия
4
ЮАР
2
Япония
54
Китай
11
Словакия
4
Армения
1
Россия
32
Швеция
10
Аргентина
2
Нидерланды
1
Корея
20
Испания
8
Бразилия
2
Словения
1
Индия
19
Бельгия
7
Болгария
2
Великобри
тания
19
Чехия
6
Мексика
2
Канада
18
Швейцария
5
Пакистан
2
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Источник: МАГАТЭ, по
состоянию на 31.12.2009
Аналитический отдел WNA предполагает,
что
новые
атомные
станции
на
территории США начнут вводиться в
эксплуатацию примерно в 2015 г. К 2030
г.прогнозируется прирост мощности
примерно на 4 ГВт (или на 4 станции
класса PWR-1000) в год. Суммарная
мощность всех атомных станций США к
2030 г. предположительно увеличится
почти до 140 ГВт, что на 40% больше, чем
Рост спроса в Китае на период до 2030 г. в 2005 г.
составит примерно 10% в год благодаря
активному
государственному
лоббированию
расширения
использования атомной энергии. К 2030
г. Китай приблизится к нынешнему
показателю
суммарной
мощности
атомных станций США, достигнув 85
ГВт.
Источник, Аналитический отчет
Exxon Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель:
Mobile 2009 г.
1.
2.
3.
Переход на реакторы 3 поколения типа EPR, ABWR.
Развитие мер безопасности энергетических реакторов.
Конструкционное совершенствование узлов реакторов .
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Топливный потенциал развития атомной
энергетики на быстрых реакторах
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 В настоящее время в России
на 10 действующих АЭС
эксплуатируется 31 энергоблок
общей
мощностью
23243
МВт(23,2 ГВТ),
реакторов водо-водяных
под давлением — 9 ВВЭР1000, 6 ВВЭР-440;
 15
канальных
кипящих
реакторов — 11 РБМК-1000 и 4
ЭГП-6;
 15

1
реактор
на
быстрых
нейтронах — БН-600.
Показатели
Единицы
измерения
2008
2009
% к 2008
Выработка
электроэнергии на
АЭС в РФ
млрд кВт*ч
162.3
163.3
100.6
Коэффициент
использования
установленной
мощности АЭС
%
79.5
80.2
100.9
Количество вводимых
энергоблоков
АЭС в
РФ(физический пуск)
единиц
0
1
-
Количество
строящихся
единиц
7
9
128.6
Количество
строящихся
энергоблоков АЭС
зарубежом
единиц
5
5
100
Объем добычи урана
тонн
3687
4624
125.4
Сырьевая база урана
Тыс .тонн
558
632
113.3
единиц
7129
6984
98.0
Количество
Источник, Отчет Корпорации
тепловыделяющих
РосАтом 2010г.
сборок Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко
На 2009 год в РФ госкорпорацией
Росатом строится 9 энергоблоков:
5 – ВВЭР-1000,
2 – ВВЭР-1200,
1 – БН-800,
1 – КЛТ40С(плавучая АЭС).
Тенденции развития:
1)Останов,
демонтаж
и
утилизация реакторов класса
РБМК.
2)Переход на реакторы класса
ВВЭР с мощностью 1200МВт.
3) Увеличение доли атомной
энергетики до 25-30% в общем
балансе страны.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Энергетическая политика России, основывается
на следующих основных принципах
энергетической безопасности:
1. Принцип независимости от исчерпаемого ресурса: энергетика не
должна чрезмерно зависеть от какого-либо одного невозобновляемого
топливного ресурса, т.е. доля газа в топливно-энергетическом балансе должна
снижаться за счёт ядерного топлива.
2. Принцип постепенного роста доли возобновляемых источников
энергии в топливно-энергетическом балансе страны: энергетика должна
постепенно освобождаться от естественной неопределённости, связанной с
разведкой и добычей ископаемого топливного сырья, т.е. ископаемое топливо
необходимо заместить на неисчерпаемые источники энергии, например, на
такой антропогенно-возобновляемый источник, как ядерное топливо быстрых
реакторов.
3. Принцип экологической приемлемости энергетики: развитие ТЭК не
должно сопровождаться увеличением его воздействия на окружающую среду, в
частности, рост электрогенерирующих мощностей должен обеспечиваться в
основном ядерными энергоблоками и возобновляемыми источниками
энергии.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
4. Принцип экономии органического сырья:
использование
органического топлива в электроэнергетике не должно приводить к
истощению запасов органического сырья для химической промышленности и
транспорта, т.е. необходим постепенный переход к крупномасштабной атомной
энергетике с замещением ТЭС на АЭС с естественной безопасностью.
5. Принцип систематического уменьшения доли сырья в экспорте
топливных ресурсов: экспорт топливных ресурсов не должен сводиться к
перекачиванию относительно дешёвого ископаемого сырья за рубеж, т.е.
необходимо постоянно увеличивать в экспорте долю продуктов, получаемых из
топливного сырья, в т.ч. таких высокотехнологичных продуктов, как моторное и
ядерное топливо.
6.
Принцип
самофинансирования
простого
воспроизводства:
модернизация и обновление энергетического оборудования должны
проводиться за счёт собственных средств энергетики, т.е. ценовая и налоговая
политика государства в энергетике должна обеспечивать условия для
самофинансирования простого воспроизводства всех отраслей ТЭК.
7. Принцип экспортного финансирования замещения газа: часть
увеличения экспортной выручки от продажи газа за счёт замещения его
внутреннего потребления другим топливом должна идти на развитие
энерготехнологии, основанной на этом топливе, т.е. рост атомной энергетики
угольных ТЭС, замещающих газовые ТЭС, должен частично финансироваться за
счёт экспорта газа.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
8. Принцип госрегулирования рыночного реформирования энергетики:
рыночное реформирование в энергетике должно сопровождаться действенным
госрегулированием, т.е. возврат к директивным методам управления
энергетикой не допустим, но необходимо государственное регулирование
рыночных взаимоотношений в целях формирования эффективного
энергетического рынка.
9.
Принцип
соответствия
законодательной
базы
России
её
стратегическим интересам: законы не должны препятствовать выходу
национальных предприятий ТЭКа на мировые рынки высокотехнологичных и
наукоёмких товаров и услуг; необходимо снять законодательные ограничения
на высокодоходные экспортные услуги по переработке и хранению облучённого
ядерного топлива.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Коэффициент эксплуатационноой
готовности АЭС США
91.2 91.491.491.491.4
 Ядерная энергетика обеспечивает в США 20%
национального производства электроэнергии,
уступая лишь угольным ТЭЦ (в мире этот
показатель составляет 17%).
 В настоящий момент в США находится в
эксплуатации 104 блока, общей мощностью 3
100,3 Гвт , размещенных на 65 площадках: 69
2
реакторов PWR и 35 реакторов BWR .
Фактически, лицензии на эксплуатацию всех
1
этих реакторов будут продлены на 20 лет с
целью удовлетворения потребностей в
0
энергии.
Тэс на угле
91.9 91.4 91.5
91.1
92
88.3
1999
2003
2007
2000
2004
2008
2001
2005
2010
2002
2006
Незапланированная неготовность АЭС не
связанная с внешними причинами
1999
2003
2007
2000
2004
2008
2001
2005
2010
2002
2006
Производство электроэнергии на КИУМ Мощность
Год АЭС ТВт*час
%
АЭС ГВт*ч
Аэс
1998
673,7
78,2
97
1999
728,2
85,3
97,4
Тэс на газе
2000
753,9
88,1
97,8
2001
768,8
89,4
98,1
2002
780
90,3
98,6
2003
763,8
87,9
99,2
Структура производства
2004
788,5
90,1
99,7
электроэнергии в США в 2007г.
2005
782
89,3
100
Составитель: Крайденко Р.И.
Томск
2013
2006
787,2
89,6
100,3
Источник, журнал Атомная Энергия 2007, №3
2007
806,5
91,8
100,3
Другие станции
 Атомная
энергетика Франции
занимает
стратегическое
положение в энергообеспечении
страны. В этой стране работает
59 атомных реакторов, которые
обеспечивают 78% производства
электроэнергии.
Согласно данным за октябрь
2009 года, средний КИУМ на
французских
АЭС
составил
65,93%.
Эта
величина
складывается из следующих
составляющих:
•13 блоков весь месяц были
остановлены;
•4 блока имели КИУМ ниже
50%;
•в то же время, 30 блоков
имели КИУМ выше 90%.
Источник, WNA Market Report 2009
www.world-nuclear.org
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 Швеция
На всех 4-х атомных
станциях Швеции - 12
реакторов, 7 из них
принадлежат концерну
VATTENFALL.
 Суммарная
электрическая мощность
АЭС Швеции составляет
10,3 ГВт
Финляндия
В Финляндии работают две АЭС,
каждая из которых имеет по два
реактора(ВВЭР- 440 и BWR).
Суммарная электрическая
мощность АЭС Финляндии
составляет 2.7 ГВт -25 % от
суммарного потребления
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Источник, WNA Market Report 2009
www.world-nuclear.org
 Вклад ядерной энергии
Реактор
Индии - 15.8 млрд кВтч
 Суммарная мощность АЭС
составляет 3.7 ГВт при
мощности всей электросети
110 ГВт
 Индия планирует довести
долю АЭС в выработске
электроэнергии к 25% к 2050,
ожидается что к этому
времени станет необходимым
уровень базовой мощности
1094 ГВт
Tarapur 1 & 2 Maharashtra
BWR
150
1969
Kaiga 1 & 2 Karnataka
PHWR
202
1999-2000
PHWR
202
2007
Kakrapar 1 &
Gujarat
2
PHWR
202
1993-95
Kalpakkam 1
Tamil Nadu
& 2 (MAPS)
PHWR
202
1984-86
Narora 1 & 2 Uttar Pradesh
PHWR
202
1991-92
Rajasthan 1 Rajasthan
PHWR
90
1973
Rajasthan 2 Rajasthan
PHWR
187
1981
Rajasthan 3 &
Rajasthan
4
PHWR
202
1999-2000
Rajasthan 5 &
Rajasthan
6
PHWR
202
Фев\Апрель
2010
Tarapur 3 & 4 Maharashtra
PHWR
490
2006, 05
Kaiga 3
Штат
Karnataka
Всего(19)
Источник, WNA MarketСоставитель:
Report 2010
Крайденко Р.И. Томск 2013
www.world-nuclear.org
Тип
МВт каждый
4,183 ГВт
Дата запуска
Реактор
Произодит
ельность
Провинция
Тип
МВт(кажд
ый)
Daya Bay Guangdong 944 МВт
1&2
Компания
Дата
запуска
PWR
CGNPC
1994
Qinshan
Phase I
Zhejiang
279 МВт
PWR
(CNP-300)
CNNC
April 1994
Qinshan
Phase II,
1-3
Zhejiang
610 МВт
PWR
(CNP-600)
CNNC
2002, 2004,
2010
Qinshan
Phase III,
1&2
Zhejiang
665 МВт
PHWR
(Candu 6)
CNNC
2002, 2003
PWR
CGNPC
2002, 2003
PWR
(VVER1000)
CNNC
2007
Ling Ao Guangdong 935 МВт
Phase I,
1&2
Tianwan
1&2
Jiangsu
1000 МВт
Ling Ao Guangdong 1037 МВт
Phase II, 1
Всего: 13
10,234 ГВт
PWR
CGNPC Sept 2010
(CPR1000)
Источник,
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
WNA Market Report 2010
www.world-nuclear.org
 В




настоящее время около 30%
электроэнергии
страны
обеспечивается
за
счёт
53
реакторов, а к 2017 г. этот
показатель,
как
ожидается,
возрастёт по меньшей мере до 40%.
Япония вынуждена обеспечивать
около 80% своих потребностей в
энергии за счёт импорта.
Сегодня у Японии имеется полный
топливный
цикл,
включая
обогащение и переработку ОЯТ
В планах имеется увеличение в 2011
г. этого объёма до 37%, а к 2017 г. –
до 41%.
Работая мощность АЭС Японии
составляет
47,361
ГВт
(при
максимальной мощности 49,405
ГВт)
Источник, WNA MarketСоставитель:
Report 2009
Крайденко Р.И. Томск 2013
www.world-nuclear.org
Природное
топливо,
метан
,уголь
древесина
Отходы
СХ
производ
ста
 Водород может заменить
нефть и природный газ во
многих
областях
горючие газы
Метанол
применения
на
Биогаз
Плазменный
пиролиз
транспорте, в энергетике и
Конверсия или газификация
промышленности.
Синтез газ(смесь Н2 и СО)
 Водород
—
хороший
Каталитическая
Электрохимическая
очистка
очистка
энергоноситель: он имеет
H2
Вода
Электролиз
более высокое содержание
Чистка на Pd
мембранах
энергии на единицу массы
Плазмохи
H2S
мия
(120,7 ГДж/т), чем любое
Электроэнергия
органическое топливо. Его
можно использовать для
транспортировки
и
аккумуляции энергии.
Нефтепродукты,
техногенные
Биомасса
Промышленн
ые и бытовые
отходы
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Затраты на первую стадию (добыча-конверсия-обогащение-производство ТВЭЛ\ТВС)
составляют до 60 % от всей себестоимости электроэнергии произведенной на АЭС.
Стадия
технологического
цикла
Добыча урана
Производительная
мощность
2000 т U3O8/год
Капитало
вложения,
млн.долл
1750
Производство UF6
Разделение изотопов
газодиффузионное
центробежное
Производство ТВЭЛ
Строительство АЭС
Переработка ОЯТ
5000 т U/год
3300
Срок строительства,
годы
5
4
9 млн кг.ЕРР/год
1 млн кг.ЕРР/год
500 т. U/год
1000Мвт (эл.)
1000 т U/год
3300
2000
330
2600-6700
4000
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
8
4
3
5
3
Всего можно разделить ядерное топливо на категории:
 Полученное из природного сырья(коммерческий уран, торий)
 Наработанное в процессе хозяйственной деятельности АЭС (плутоний,
обедненный уран)
 Топливо смешанного
состава (МОХ топливо)
Источник, WNA Market Report 2009
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
www.world-nuclear.org
Согласно экономическим данным за период с 2003 по 2009 год
стоимость коммерческого урана на рынке возросла более чем в 6
раз с 20$ за кг закиси-окиси до 120-130 $ за кг. Это связано с
уменьшением добычи урана в период 90х годов. Тем самым все
более рентабельным становится переработка-регенерация ОЯТ, а
также доэкстракции урана из уже добытых хвостов.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Источник, WNA Market Report 2009
www.world-nuclear.org
Как и всякий четно-четный изотоп (четное число протонов и нейтронов),
торий-232 не способен делиться тепловыми нейтронами. Но под действием
тех же нейтронов с торием происходит следующее превращение :
90Th
232
+(n, σ)-
233
90Th
-91Pa233 -92U233
U233 в свою очередь- ядерное горючее, поддерживающее цепное деление и
имеющее некоторое преимущество: при делении его ядер выделяется больше
нейтронов. Каждый нейтрон, поглощенный ядром плутония-239 или урана235, дает 2.03-2.08 новых нейтронов, а уран-233 - 2.37.
 Современные данные о мировых промышленных запасах тория-232 (в тыс.
тонн)(без учета РФ):
 Австралия – 300,0
Индия – 290,0
Норвегия – 170,0
США – 160,0
Канада – 100,0
Бразилия – 16,0
Южная Африка – 35,0
Прочие страны – 95,0
ВСЕГО – 1200,0 тыс. т

Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 МОКС-топливо - ядерное металлооксидное топливо, представляющее
собой спечённые керамические таблетки из смеси диоксида урана и
диоксида плутония.
 В арсеналах Департамента ядерных боеприпасов находится около 230
тонн плутония, из них 140 тонн могут рассматриваться, как избыточные
по сравнению с военными потребностями
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013

Согласно данным Европейской Комиссии по энергетике данными:
1. 1 киловатт-час ядерной и гидроэнергии обходится в €0.05
2. угольной ТЭС — в €0.04 - 0.07
3. газовой электростанции — €0.11 - 0.22
По методике Европейской Комиссии оппонентами АЭС являются лишь ветряные
энергоустановки, стоимость киловатт-часа которых составляет €0.015-€0.02.

При это Организация Экономического Сотрудничества и Развития подсчитала, что
стоимость строительства составляет:
атомной электростанции от $2.1 тыс. до $2.5 тыс. за киловатт мощности
2. угольной электростанции — $1.5 тыс.-1.7 тыс.
3. газовой электростанции — $1 тыс.-$1.4 тыс.
4. ветровой энергетической установки (ВЭУ) — $1 тыс.-$1.5 тыс.
1.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Стадия технологического цикла
Производительная мощность
Капитало
вложения,
млн.долл
Срок строительства, годы
Добыча урана
Производство UF6
Разделение изотопов
газодиффузионное
центробежное
Производство ТВЭЛ
Строительство АЭС
Переработка ОЯТ
2000 т U3O8/год
5000 т U/год
1750
3300
5
4
9 млн кг.ЕРР/год
1 млн кг.ЕРР/год
500 т. U/год
1000Мвт (эл.)
1000 т U/год
3300
2000
330
2600-6700
4000
8
4
3
5
3
Указанная сумма приведена для отдельной фирмы по производству
ТВЭЛ на 500 т U / год.
Таблица показывает, что капитальные вложения в строительство
только отдельных типовых предприятий (по приблизительным расчётам
американских экономистов) на указанные производительности, как
наиболее рентабельные, составляют 514 млрд $.
Учитывая минимальную мировую годовую потребность АЭС в
урановом топливе ,которая составляет 68 тыс.т
U/год,
можно
представить фактический уровень капиталоемкости предприятий всего
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
мирового ЯТЦ
Стадия технологического цикла
Добыча урановой руды, производство UF6
Разделение изотопов (обогащение) урана
Производство топлива и ТВЭЛов
Эксплуатация АЭС 1000 МВт
Выдержка облучённого топлива
Переработка облучённого топлива и его захоронение
Средняя продолжительность ЯТЦ
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Длительность
стадии, мес.
4-6
4-6
12
36
6
6
72
Выгружаемое из реактора ОЯТ очень
горячо как в прямом смысле (его
температура достигает 300° С), так
и переносном, поскольку обладает
высоким уровнем радиоактивности
Для снижения активности
урановое отработанное топливо
выдерживают в течении 100 суток
под слоем воды. Далее
отблученные ТВЭЛы отправляют
на радиохимический завод к месту
их радиохимического передела.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 Основные функции:
Контроль за состоянием оборудования и
эксплуатационных характеристик
2. Контроль за нераспространением ЯМ и РАМ
3. Выполнение плыновых и аварийых ремонтных
работ
4. Обслуживание ЯБ аппаратов
1.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 Административные меры
– Политика, процедуры и практика, которые направляют
действия персонала по безопасному и сохранному
обращению с источниками
– Поддерживают и дополняют технические меры
 Технические меры
– Меры, которые устанавливают физические барьер для
источника, устройства или установки
- для отделения ее от несанкционированного персонала
-для сдерживания или предотвращения
несанкционированного доступа или изъятия источника
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
Оценка «риска» в год для среднестатического
жителя «атомного» ЗАТО
Новообразования (спонтанный рак) 0.0020
Туберкулёз 0.00013
Несчастные случаи, всего 0.0022
В том числе ДТП 0.00019
Самоубийств 0.00040
Убийств 0.00035
Несчастных случаев с огнем 0.00012
Утоплений 0.00018
Отравлений алкоголем 0.00014
«Атомный риск» 0.00000002
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 Безопасное оборудование (оборудование типа Б) - оборудование,
конструкция, геометрические особенности и конструкционные
материалы которого исключают возможность возникновения
самоподдерживающейся цепной реакции деления (СЦР) при нормальной
эксплуатации, а также при любых учитываемых в проекте объекта
ядерного топливного цикла исходных событиях.
 Ядерно-опасный делящийся нуклид - делящийся нуклид, присутствие
которого в материале не исключает возможности возникновения СЦР при
обращении с этим материалом.
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
 Данные о нарушениях ЯРБ
подразделяются Ростехнадзором
на три группы:
нарушения в работе действующих
объектов (учетные события);
нарушения требований федеральных
норм и правил в области
использования атомной энергии
(ФНП);
нарушения условий действия
лицензий (УДЛ).
Категории объектов
Реактор
АЭС
ОЯТЦ
Атом
флот
ИЯУ
РОО
Количество объектов в
эксплуатации
31
63
18
65
5955
205
167
38
515
502
13
73
58
15
471
447
24
3741
3680
50
7(18%)
4(30%)
3(25%)
0(0%)
4(8%)
Кол-во нарушений
Всего
Нарушений ФНП
Нарушений в работе
объектов
В т.ч.из-за ошибок
персонала
Всего нарушений в
работе ГК «Росатом»
В т.ч.из-за ошибок
персонала
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013
66
14(21%)
В основе презентации лежат труды авторов:
- Андреев Г.Г.;
- Бекман И.Н.;
- Галкин Н.П.;
- Дьяченко А.Н.;
- Калин Б.А.
- Кошелев Ф.П.;
- Ран Ф.;
- Синев Н.М.;
- Тураев Н.С.;
- internet
Составитель: Крайденко Р.И. Томск 2013