5.4. Атомные электростанции
Ядерная энергетика — одна из самых молодых отраслей энергетики. Началом ее обычно считают 1954 г., когда в г. Обнинске была запущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция.
Привлекательность ядерной энергетики заключается в том, что при делении ядер урана 235U выделяется большое количество энергии. При полном делении 1 кг 235U выделяется 86▪106 МДж (23▪106 кВт ч) энергии, а при сжигании 1 кг каменного угля выделяется только 8 кВт ч энергии. Анализируя эти данные можно сделать вывод, что ядерное топливо эффективнее традиционного органического топлива в 3000000 раз.
Источником ядерной энергии являются тяжелые ядра, для которых возможны ядерные превращения, сопровождающиеся их делением на более легкие ядра.
Рассмотрим процесс деления тяжелых ядер, лежащий в основе работы ядерного реактора АЭС. В состав атомов химических элементов, как известно, входят электрон, протон, нейтрон. Атомы состоят из ядер, вокруг которых вращаются электроны. Сами ядра состоят из очень плотно «упакованных» с помощью ядерных сил нейтронов и протонов.
Деление ядер происходит при бомбардировке их нейтронами. Поскольку нейтрон имеет нулевой заряд, кулоновские силы не могут препятствовать проникновению нейтрона в ядро. Нейтрон, который не связан с тяжелым ядром, попав в него, не изменяет полную энергию связи всех протонов и нейтронов (нуклонов) ядра, но изменяет среднюю энергию связи, приходящуюся на один нуклон, в результате чего эта энергия в новом ядре станет меньше, чем в старом. Нуклоны станут меньше связаны друг с другом, а это приведет к тому, что ядерных сил связи будет недостаточно для удерживания всех нуклонов вместе и происходит деление ядра на два других ядра-осколки (рисунок 5.9). При этом процесс деления сопровождается выделением огромного количества энергии [14]. Одновременно с делением ядра происходит процесс испускания
Рисунок 5.9. Схема расщепления ядра урана-235
нескольких отдельных нейтронов, которые в свою очередь вызывают новые деления ядер.
Высвобождаемая энергия проявляется, в основном, в виде кинетической энергии разлетающихся ядер-осколков. Торможение разлетающихся ядер-осколков окружающей средой приводит к ее разогреву.
В современных атомных электростанциях используются в основном ядерные реакторы на тепловых (медленных) нейтронах.
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления ядер радиоактивных элементов. В настоящее время существует несколько типов реакторов, однако всем им присущи некоторые общие черты. Все они имеют активную зону 5 (рисунок 5.10), в которую загружается ядерное топливо 1, содержащее 235U и замедлитель 2 (обычно графит или вода). Для сокращения утечки нейтронов из активной зоны, последнюю окружают отражателем 6, выполненным обычно из того же материала, что и замедлитель. За отражателем снаружи реактора размещается биологическая защита 7 от радиоактивного излучения.
Загрузка реактора ядерным топливом обычно значительно превышает критическую массу. Чтобы по мере выгорания топлива непрерывно поддерживать реактор в критическом состоянии, в активную зону вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней 3 из карбида бора.
Рисунок 5.10. Схема ядерного реактора:
1 — ядерное топливо; 2 — замедлитель; 3 — управляющий стержень тепловая защита; 4 — выход теплоносителя; 5 — активная зона и теплоноситель; 6 — отражатель; 7 ─ биологическая защита; 8 ─ вход теплоносителя.
Такие стержни называют регулирующими или компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную нагрузку топлива (избыточную реактивность реактора). По мере выгорания топлива эти стержни постепенно извлекаются из активной зоны. Часть этих стержней используется также для регулирования мощности реактора, осуществляемого с помощью автоматики.
В процессе деления ядер основная доля освобожденной энергии переходит в кинетическую энергию ядер-осколков, при торможении которых замедлителем выделяется теплота, поглощаемая последним. Для отвода тепла от замедлителей они охлаждаются прокачиваемым через активную зону теплоносителем 5.
Атомная электростанция (АЭС) – комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем преобразования тепловой энергии, выделяемой в ядерном реакторе.
Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:
- реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива;
- реакторы на лёгкой воде;
- графитовые реакторы;
- реакторы на тяжёлой воде;
- реакторы на быстрых нейтронах.
Принцип работы атомной электростанции такой же, как и тепловой. Отличие состоит лишь в том, что на них тепловую энергию получают не в паровом котле, а в ядерном реакторе.
В зависимости от вида теплоносителя, нагреваемого в атомном реакторе, и способа его использования АЭС делятся на одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные. Принципиальные схемы этих АЭС представлены на рисунок 5.11.
Рисунок 5.11. Упрощенная принципиальная схема одно-(а) и двух-(б) контурных АЭС:
1 — ядерный реактор с первичной биологической защитой, 2 — вторичная биологическая защита, 3 — турбина, 4 — генератор, 5 — конденсатор, 6 — питательный насос, 7 — регенеративный теплообменник, 8 — циркуляционный насос, 9 — теплообменник-парогенератор, 10 — промежуточный теплообменник
В одноконтурных АЭС (рисунок 5.11, а) в качестве рабочего тела паротурбинного цикла используется сам теплоноситель. Такая схема наиболее проста и дешева, в ней отсутствуют также дополнительные потери, связанные с получением рабочего тела в двух- и трехконтурных АЭС. Однако в таких АЭС имеется существенный недостаток, связанный с тем, что все оборудование работает в радиационно-активных условиях. Это осложняет эксплуатацию энергоблока.
В двухконтурных АЭС (рисунок 5.11, б) контуры теплоносителя и рабочего тела разделены. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и теплообменник-парогенератор циркуляционным насосом. Пар из парогенератора поступает в турбину, затем в конденсатор, откуда после превращения в конденсат питательным насосом подается обратно в теплообменник-парогенератор. Таким образом, на таких АЭС радиоактивным контуром является только первый, т. е. контур теплоносителя. В двухконтурной паротурбинной АЭС обязательным элементом является теплообменник-парогенератор, разделяющий оба контура.
В качестве теплоносителя в двухконтурной АЭС могут быть использованы также и какие-либо органические жидкости или газы. Двухконтурные схемы в настоящее время наиболее распространены [14].
Основными достоинствами АЭС являются:
─ отсутствие вредных выбросов;
─ объем выбросов радиоактивных веществ в несколько раз меньше чем на угольной электростанции аналогичной мощности;
─ небольшой объём используемого топлива, а также возможность его использования после переработки;
─ низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.
Недостатки атомных станций:
─ облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
─ нежелателен режим работы с переменной мощностью, это касается реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
─ при низкой вероятности инцидентов, последствия их крайне тяжелы;
─ большая величина капитальных вложений, как удельных, на 1 МВт установленной мощности (особенно для блоков мощностью менее 700—800 МВт), так и общих, необходимых для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.
Основным достоинством АЭС является независимость от источников сырья (урановых месторождений) благодаря компактности горючего, легкости его транспортировки и продолжительности использования. Так на Нововоронежской АЭС на выработку 1 млн. кВт∙ч электроэнергии расходуется всего около 200 г урана.
Современные АЭС на тепловых нейтронах имеют КПД несколько ниже, чем у блочных КЭС сверхкритических параметров. Капиталовложения на 1 кВт установленной мощности у них выше, хотя себестоимость вырабатываемой электроэнергии, как правило, ниже.
По данным МАГАТЭ сегодня в 31 стране мира действуют 442 ядерных реактора. Большинство АЭС (49%) располагаются в трех странах: США – 103 АЭС, Франции – 59, Японии – 54 АЭС и все они вместе вырабатывают 57% всей ядерной электроэнергии. По прогнозам МАГАТЭ, к 2020 году в мире появятся еще 60 новых АЭС, а производство электроэнергии на АЭС увеличится на 65% и составит около 30% от мировой выработки.
Наибольшую долю электрической энергии, вырабатываемой на АЭС, в суммарном энергопроизводстве имеют Литва ─ 80%, Франция ─ 76%, Словакия – 57%, Бельгия ─ 55%, Швеция ─ 50%, Украина ─ 47%, Швейцария, Словения и Венгрия ─ по 40%, Германия, Финляндия и Германия – 25%.