85

Часть 2. Атомные электростанции

2.1. Развитие атомной энергетики мира

Атомная энергетика родилась в СССР 27 июня 1954 года, когда заработала первая в мире атомная электростанция (АЭС) электрической мощностью 5 МВт. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии для промышленного производства электроэнергии. В 1956 г. была пущена первая АЭС в Великобритании, а в 1957 г. — первая АЭС в США. И уже в 1964 г. суммарная мощность АЭС составила 5000 МВт, т. е. за десять лет она выросла в 1000 раз. К этому времени АЭС стали давать электроэнергию, себестоимость которой оказалась такой же, как на ТЭС, сжигающих уголь. А с 1970 года началось бурное развитие атомной энергетики мира, что хорошо видно на рис. В.1.

Рис. В.1. Развитие атомной энергетики мира

В последующие пятилетия атомная энергетика развивалась все более интенсивными темпами: 55 МВт, 70 МВт и достигла наивысшего развития в период 1980 — 1985 гг.— 117 МВт. Можно было ожидать еще большего темпа развития или хотя бы сохранения того же темпа. Но авария на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, перечеркнула эти планы

Тем не менее, США, Франция, Япония, Канада, Южная Корея безусловно считают атомную энергетику важнейшей отраслью народного хозяйства.. В других европейских странах отказываются от строительства новых АЭС и даже прекращают эксплуатацию ранее действовавших АЭС, покупая недостающую им электроэнергию у Франции. Опасаются риска. Но риск существует всегда и для всех, так как существует технический прогресс. В связи с этими опасениями полезно напомнить слова Генерального директора МАГАТЭ проф. X. Бликса: "в ядерной энергетике, как и в любой другой промышленной технологии, невозможно достичь нулевого риска, т. е. полной безопасности, но риск, связанный с ядерной энергетикой, во много раз меньше, чем в любой другой отрасли техники".

В настоящее время, когда страны мира начали борьбу с глобальным потеплением и парниковым перегревом планеты Земля, расчеты ясно показывают, что эксплуатация одного энергоблока мощностью 1000 МВт на АЭС вместо угольной ТЭС той же мощности позволяет:

- избежать годовых выбросов 4700 тонн золы, 26 тонн оксидов серы и 33 тонн оксидов азота, причем сокращаются также выбросы ванадия и других вредных веществ, меньших по объему, но также вредных для организма;

- сберечь 3000 т кислорода, затрачиваемого на горение органического топлива.

Поэтому уже можно утверждать, что технически передовые страны мира правильно избрали для себя путь развития АЭС.

2.2. Общие принципы работы аэс

В основе атомной энергетики лежат АЭС разных типов, разного назначения. Все они работают на том же физическом принципе, что и ТЭС. А именно, на принципе преобразования тепловой энергии в электрическую. Только на АЭС для нагрева рабочего тела используется ядерная энергия.

Источником этого вида энергии служит ядерный реактор. Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления ядер урана при поглощении ими нейтронов. При каждом делении ядра урана ₉₂U²³⁵ в среднем возникает 2,4 нейтрона и выделяется энергии 211 Мегаэлектроновольт. Часть этих нейтронов вызывает следующие деления очередных ядер и т.д. Такой лавинообразный процесс выделения энергии и потоков нейтронов называется цепной реакцией. А среда, которой идёт такая цепная реакция, называется активной зоной. Цепная реакция хороша тем, что она сама себя поддерживает, и может длиться до полного распада всех делящихся ядер активной зоны. А управление ею сводится к регулированию её скорости и, соответственно, мощности, а также к её остановке в случае необходимости.

Основной характеристикой реактора является его мощность, т.е. количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени. Мощность реактора измеряете в МегаВаттах (10⁶ Вт). Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3^.10¹⁶ актов деления в секунду.

В зависимости от вида ядерного топлива и замедлителя различают гомогенные и гетерогенные реакторы. Примером гомогенной активной зоны может служить раствор урановых солей в обычной или тяжелой воде. Но в мире более распространены гетерогенные реакторы. В них активная зона состоит из замедлителя, в который помещаются кассеты с ядерным топливом. Поскольку энергия выделяется именно в этих кассетах, то их называют тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами).  

Активная зона вместе с отражателем нейтронов обычно заключается в стальной кожух. Объем активной зоны в зависимости от типа реактора может быть разным - от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. Для уменьшения утечки нейтронов за пределы активной зоны ей обычно придают сферическую или близкую к ней форму (например, цилиндр с высотой, примерно равной диаметру, или куб).

Важнейшей физической величиной, характеризующей интенсивность размножения нейтронов в ядерном реакторе, является коэффициент размножения нейтронов в физической системе k. Он равен отношению количества нейтронов в одном поколении к их количеству в предыдущем поколении и является характеристикой конкретной установки. Коэффициент размножения k реакторов на тепловых нейтронах, какие обычно используются на АЭС, рассчитывается по формуле четырех сомножителей:

k = η·p·f·ε

В этой формуле:

η - среднее число вторичных нейтронов на один захват нейтрона;

Р - вероятность для нейтрона не уйти из активной зоны;

f - вероятность поглощения нейтрона ядром горючего;

ε - коэффициент размножения на быстрых нейтронах.

В настоящее время эти величины рассчитываются на мощных компьютерах при помощи очень сложных математических программ. Результаты этих расчётов показывают, что величина k существенно влияет на работу реактора. Поэтому в физике реакторов введены следующие понятия – критический размер и критическая масса. Критическим размером называется размер активной зоны, при котором k=1. Критической массой называется масса активной зоны критических размеров. Если масса ниже критической, то цепная реакция не идет. Если масса больше критической, то это  приведёт к возникновению неуправляемой цепной реакции или взрыву.

Если в первом поколении было N нейтронов, то в n-м поколении их будет Nkn. При k=1 цепная реакция идет постоянно, при k<1 она гаснет, а при k>1 её интенсивность нарастает. При k=1 режим реакции называется критическим, при k>1 – надкритическим и при k<1  – подкритическим.

Время жизни одного поколения нейтронов чрезвычайно мало (от 10–4 до 10–8 секунды) и сильно зависит от свойств размножающей среды. Из-за этого для осуществления управляемой цепной реакции надо с большой точностью поддерживать равенство k=1, так как, скажем, при k=1.01 система почти мгновенно взорвется.

Но всё это теория, а в теории многое кажется легко осуществимым. В реальной же жизни осуществить управляемую цепную реакцию деления ядер урана практически оказалось не таким уж простым делом. Но физикам передовых стран мира удалось найти такие технические решения по конструкции ядерных реакторов, в которых это можно осуществить и осуществить безопасно для персонала и окружающей среды.

А теперь после объяснения основной реакторной терминологии перейдем к более конкретному рассмотрению принципа выработки электричества на АЭС (рис.2.1).

Рис.2.1. Типичная схема работы атомной электростанции.

Сердцем АЭС является реактор. В результате протекания цепной реакции деления в его активной зоне выделяется огромное количество тепла. Как раз оно и является начальной тепловой энергией на АЭС. Активная зона реактора имеет очень высокую степень защиты, которая обеспечивает безопасные условия для работы персонала АЭС. В активной зоне находятся специальные управляющие стержни, позволяющие регулировать скорость протекания реакции. Чаще всего – это бор или кадмий, которые достаточно сильно поглощают нейтроны.

Управляющие стержни работают по принципу - чем глубже они погружены в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают и тем меньше ядер урана делиться. Из-за этого снижается скорость цепной реакции, что вызывает уменьшение выделения тепла в активной зоне.

И наоборот - чем меньше они погружены в активную зону, тем меньше нейтронов они поглощают и тем больше ядер урана делиться. Из-за этого увеличивается скорость цепной реакции, что вызывает увеличение выделения тепла в активной зоне.

Тепло из активной зоны реактора выводится теплоносителем. В зависимости от типа АЭС его роль выполняют вода, металлический натрий или некоторые газы. Теплоноситель, проходя через активную зону, поглощает выделяющееся в ней тепло и переносит его в теплообменник. Движение теплоносителя через реактор и теплообменник обычно проходит по замкнутому контуру и обеспечивается главным циркуляционным насосом. Этот контур называется первым контуром. В теплообменнике через герметичные стенки теплоноситель вступает в тепловой контакт с холодной водой второго контура, охлаждается до заданной температуры и возвращается в реактор.

Вода, которая протекает по второму контуру, нагревается в теплообменнике до температуры, при которой образуется пар высокого давления заданной величины. Этот пар через специальную систему паропроводов направляется на лопасти турбины, заставляя её вращаться с заданной скоростью. Это вращение тем или иным механическим способом раскручивает ротор электрогенератора, который, вращаясь в магнитном поле статора, вырабатывает электричество.

Параметры турбины на разных АЭС и соответственно конструктивная схема второго контура различаются — для водного теплоносителя это турбина насыщенного пара среднего давления; для жидкометаллического — турбина перегретого пара высокого давления.

Итак, термодинамический процесс производства электроэнергии на АЭС мало отличается от такового на ТЭС и включает в себя:

- повышение температуры конденсата до температуры насыщения и получение из него пара;

- адиабатическое расширение пара в турбине со снижением давления и температуры от начального значения перед турбиной до значения, отвечающего вакууму в конденсаторе.

Суммарное протекание этих процессов определяет термодинамический цикл АЭС. При этом, конечно, появляется необходимость дополнения основного оборудования АЭС вспомогательным оборудованием и механизмами, имеющими важное значение для повышения её экономичности и надежности.