Тема 6. Атомные электрические станции

Атомные электрические станции (АЭС) – это по существу тепловые электрические станции, которые используют тепловую энергию ядерных реакторов.

6.1. Историческая справка.

_{Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую оче­редь природе открытого в 1932 г. нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они не дол­говечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 мин, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.}

_{По значению энергии нейтронов Еп их подразделяют на тепло­вые, промежуточные и быстрые. Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающей­ся при тепловом равновесии со средой.}

_{В 1938 году немецкие физики О. Ган и Ф. Штрасман обнаружили, что в результате бомбардировки урана нейтронами образуются ядра новых элементов, в том числе бария. Вскоре австрийские физики Л. Майтнер и О. Фриш установили, что ядро изотопа урана с атомным весом 235 под воздействием нейтрона разбивается на два осколка. Этот процесс был назван делением ядер.}

_{В 1940 году советские ученые Г.Н. Флеров и К.А. Петржак обнаружили процесс самопроизвольного деления ядер атомов, являющегося разновидностью радиоактивного распада ядра. При делении ядер тяжелых элементов (уран, плутоний, торий) масса новых элементов оказывается меньше массы исходных ядер, т.е. в результате реакции деления происходит потеря массы, сопровождаемая большим выделением энергии. При этом число нейтронов, испускаемых при делении ядра} ²³⁵_{U оказывается равным 2 или 3, что позволяет осуществить цепную реакцию.}

_{Первый атомный реактор был пущен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми, а первый в Европе был построен в СССР в 1946 году под руководством И.В. Курчатова.}

_{Современная ядерная энергетика основана на использования энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235 или получаемых искусственным путем изотопа урана-233 и плуто- ния-239, которые принято называть делящимися материалами или ядерным топливом. Природный уран содержит 99,28 %} ²³⁸_{U и всего 0,71 %} ²³⁵_{U и 0,006 %} ²³³_U.

_{Технологический процесс получения энергии путем расщепления ядер тяжелых элементов намного сложнее процессов, основанных на сжигании топлива, и требует более надежной системы регулирования. Нарушение устойчивости регулируемой цепной реакции может привести к непоправимым последствиям. Но, несмотря на эти сложности и риски, после пуска первой АЭС начинается бурный рост атомной энергетики.}

_{6.2. Преимущества и недостатки АЭС.}

_{Главная положительная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой «калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связан­ные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля. Поэтому АЭС в первую очередь целесообразны в тех регионах, где развита промышленность и ощутим дефицит органиче­ского топлива. Эксплуатация атомных электростанций в России дает в целом по стране снижение расхода топлива в энергетике на 35}– _{40 млн. т у. т. еже­годно.}

_{Атомные электростанции имеют большое преимущество перед ТЭС в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выбросов золы, вредных оксидов серы и азота. В связи с истощением запасов органического топлива атомные электростанции сегодня представляют пока единственный реальный путь обеспечения быстро растущих потребностей челове­чества в электроэнергии.}

_{Тезисно преимущества можно выразить следующим образом:}

1. _{практическая независимость от источников топлива;}

2. _{расходы на перевозку ядерного топлива ничтожны;}

3. _{относительная экологическая чистота;}

4. _{относительно недорогое производство электроэнергии;}

5. _{не требуется потребление кислорода}

_{Быстрое развитие атомной энергетики стало возможным благо­даря большому размаху работ по ядерной физике, созданию и ос­воению атомных реакторов, строительству предприятий по выпуску оборудования для АЭС.}

_{6.3. АЭС на тепловых нейтронах}

_{На современных атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерных энергетических реакторах на тепловых нейтронах. Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рис.5) являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, образующие так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионноустойчивую защитную трубку-оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющей таким образом отвод тепла из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и то, же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для уменьше­ния утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону. Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных из­лучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Бетон содержит до 10% (по массе) физически связанных молекул воды и замед­ляет быстрые нейтроны, а затем поглощает их. Роль защиты в ре­акторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Толщина бетонной за­щиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоак­тивные излучения не превыша­ли специально установленных норм. В допустимых дозах они не опасны, как не опасны слабые радиоактивные излучения, при­ходящие на землю из космоса.}

_{Рис. 5. Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах:}

₁–_{тепловыделяющие элементы}; ₂–_{замедлитель}; ₃–_{отражатель}; ₄–_{корпус реактора}; ₅–_{бетонная защита}; ₆–_{вход теплоносителя}; ₇–_{регулирующие стержни}; ₈–_{выход теплоносителя.}

_{Около 40% всех рожден­ных при делении ядер} ²³⁵_{U нейтронов полезно поглощает­ся другими ядрами} ²³⁵_{U, не ме­нее 50% неизбежно поглоща­ется в инертном} ²³⁸_{U, в замед­лителе, теплоносителе и кон­струкционных материалах, рас­положенных в активной зове. При этом на утечку наружу мо­жет приходиться не более 10% общего числа рожденных нейтронов. Если объем активной зоны относительно мал, то утечка нейтронов превышает «допустимую» и самоподдержи­вающаяся реакция деления ядер} ²³⁵_{U не происходит. С ростом объема активной зоны утечка нейтронов относительно уменьшается. При вполне определенном ее объеме, когда достига­ется вышеназванный баланс нейтронов, начинается самоподдержи­вающаяся цепная реакция деления ядер} ²³⁵_{U. Этот объем назы­вается критическим, а соответствующая ему масса топлива} – _{критической массой. Однако реактор с загрузкой, равной критической, длительно работать не может поскольку в процессе работы топливо выгорает. Поэтому в действи­тельности загрузка реактора в несколько десятков раз превышает критическую, но при этом для обеспечения требуемого баланса нейтронов в активную зону реактора вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. Такие стержни назы­ваются компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную загрузку топлива или, по специальной терминологии, из­быточную реактивность реактора. При работе реактора по мере выгорания топлива компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны и таким образом реактор непрерывно поддер­живается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т. е. для поддержа­ния ее на заданном уровне.}

_{Существующие конструкции реакторов на тепловых нейтронах во многом определяются тем, какие вещества используются в качестве замедлителя и теплоносителя.}

_{На атомных электростанциях России в качестве замедлителей используют обычную воду и графит, а в качестве теплоносителя обыкновенную воду. Это и определило два типа ядерных реакторов: водо-водяные реакторы, в которых вода является и замедлителем и теплоносителем и уран-графитовые реакторы, в которых замедлителем является графит, а теплоносителем вода.}

_{К первому типу относятся реакторы марки ВВЭР. Активная зона реактора представляет собой емкость, заполненную водой с погруженными в нее сборками тепловыделяющих элементов. Реакторы этого типа выполняются по двухконтурной схеме (рис.6). В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело-пар движутся по самостоятельным контурам (соответственно пер­вому и второму), общим элементом которых является парогенера­тор. Нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (теплообменник), отдает теплоту рабочему телу и циркуляционным насосом снова возвращается в реактор. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу, затем кон­денсируется в конденсаторе, а конденсат питательным насосом по­дается в парогенератор. Таким образом, радиоактивный контур теп­лоносителя включает не все оборудование станции, а лишь его часть.}

Рис. 6. Схема АЭС с реактором типа ВВЭР:

1–реактор; 2–парогенератор; 3–паровая турбина; 4– генератор; 5–конденсатор;

6–циркуляционный насос; 7– питательный насос.

_{Другим типом энергетических ядерных реакторов в России является уран-графитовый реактор типа РБМК с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя. Этот реактор имеет канальную конструкцию. Активная зона в них состоит из графитовой кладки, в которой сделаны вертикальные каналы. В большинстве каналов размещаются тепловыделяющие кассеты. Ядерное топливо – обогащенный уран размещается в кольцевом пространстве ТВЭЛа между внутренней рассчитанной на высокое давление трубкой, по которой протекает теплоноситель, и внешней тонкостенной трубкой. В отличие от водо-водяных реакторов вода здесь кипит с образование паро-водяной смеси, которая поступает в барабан-сепаратор. В барабане влажный пар разделяется на воду и сухой пар, который затем поступает в турбину. Отработавший пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме имеется только один контур (рис.7), а теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию.}

_{Достоинство одноконтурных схем по сравнению с двухконтурными состоит в их простоте и большей тепловой экономичности.}

Рис. 7. Схема блока с реактором типа РБМК:

1–реактор; 2–барабан-сепаратор; 3–паровая турбина; 4– генератор;

5–конденсатор; 6–циркуляционный насос; 7– питательный насос.

_{6.4. Реакторы на быстрых нейтронах}

_{При нынешних объемах и темпах роста атомной энергетики запасы природного дешевого урана} ²³⁵_{U, используемого на АЭС, работающих на тепловых нейтронах, могут быть исчерпаны в ближайшие 50 лет. Поэтому одной из важнейших задач является вовлечение в энергобаланс основного изотопа урана} ²³⁸_{U, содержание которого в природном уране составляет 99,3 %. Для этих целей могут использоваться реакторы на быстрых нейтронах. Работы по созданию таких реакторов были начаты в Советском Союзе в 1949 году. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах БР-2 тепловой мощностью 2 МВт был пущен в 1956 году.}

_{Первый крупный промышленный атомный реактор БН-350 был введен в работу в 1973 году в г. Шевченко на Каспии, энергия которого использовалась в основном для опреснения воды.}

_{Для широкого внедрения реакторов на быстрых нейтронах должны быть решены сложные научно-технические проблемы. В реакторах на быстрых нейтронах исключается использование материалов, хорошо замедляющих нейтроны, поэтому в качестве теплоносителя применяется не вода, а расплавленный натрий, который в очень малой степени замедляет нейтроны и, обладая хорошими теплофизическими свойствами, обеспечивает эффективную передачу теплоты. Последнее обстоятельство очень важно для реакторов на быстрых нейтронах, так как они имеют высокую концентрацию делящихся материалов в единице объема активной зоны, а следовательно, высокую удельную мощность активной зоны и большие тепловые напряжения поверхности ТВЭЛов. К недостаткам натрия как теплоносителя относится его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром. Поэтому, чтобы даже в аварийных ситуациях исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.}

_{В трехконтурных схемах (рис.8) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник, отдает в нем теплоту нерадиоактивному теплоносителю второго (промежуточного) контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор.}

Рис. 8. Схема блока АЭС с реактором типа БН:

1–реактор; 2–теплообменник; 3–паровая турбина; 4– генератор; 5–конденсатор; 6–циркуляционный насос; 7– питательный насос; 8–парогенератор; 9–циркуляционный насос.

_{Теплоносителем второго контура также является натрий, он отдает теплоту в парогенераторе рабочему телу} – _{воде. Полученный в парогенераторе пар поступает в паровую турбину.}

_{Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат, однако повышает надежность и безопасность работы станции.}

_{В реакторах на быстрых нейтронах гораздо больше выделяется тепла в единице объема активной зоны, существенно выше интенсивность нейтронного потока и сложнее условия работы металла всех элементов реактора.}