Лекция №3 Атомная энергетика

Каково будущее атомной энергетики?

Прежде чем отвечать на поставленный вопрос, вероятно, нелишне будет напомнить о принципах работы атомной электростанции (АЭС) и ее устройстве.

Одним из крупнейших достижений науки в XXв является освобождение и использование атомной энергии для нужд человечества. Это великое открытие, к сожале­нию, было, прежде всего, использовано в военных целях (вспомним о взрывах американских атомных бомб 6 и 9 августа 1945 г. над японскими городами Хиросимой и На­гасаки) и только позднее в мирных.

Современная атомная энергетика зиждется на экспе­риментально установленном факте деления тяжелых ядер элементов (урана, плутония, тория) в результате попада­ния в ядро нейтрона, благодаря чему развивается цепная реакция с выделением огромного количества энергии (тепла).

Интересно отметить, что один из трех названных эле­ментов – плутоний – практически на Земле не встречает­ся. Это не помешало, однако, добытому в ядерных ре­акторах плутонию, ²³⁹Pu, стать наряду с ураном важней­шим ядерным топливом. Торий Th пока не получил применение, но рассматривается как перспективное ядерное топливо.

Важно заметить, что масса тяжелого ядра (урана, плутония или тория) до ядерной реакции несколько боль­ше суммы масс, получаемых в результате реакции про­дуктов реакции, то есть, имеем дело с так называе­мым дефектом массы – явлением, связанным с огромным энерговыделением.

Забегая несколько вперед, скажем, что ядерные реак­ции с огромным энерговыделением могут происходить и в результате синтеза ядер элементов, обладающих малым атомным весом, например изотопов водорода – дейтерия и трития. Но это уже термоядерная реакция, о которой речь пойдет позже.

Существенно отметить, что число нейтронов, являю­щихся истинными инициаторами реакции деления тяже­лых ядер, в результате реакции увеличивается, во вся­ком случае, оно больше единицы. Это и создает возможность цепной реакции.

В качестве ядерного топлива в ре­акции деления ядер используются обогащенный природ­ный уран и искусственно полученный плутоний.

Природный металлический уран состоит в основном из двух изотопов: ²³⁵U и ²³⁸U. Первого в природном уране всего лишь около 0,7%, а второго – примерно 99,3%.

Главную роль в энергетике играет ²³⁵U, ядро которого в случае попадания в него, так называемого замедлен­ного, или теплового, нейтрона делится с выделением ог­ромного количества энергии (тепла) и испусканием двух или трех нейтронов (в среднем 2,46 нейтрона).

Если происходит деление 1кг ²³⁵U, то выделяется 1,9·10¹⁰ ккал или 2,22·10⁷ кВт/·ч тепла. Поскольку при сжигании 1кг тут выделяется 7000 ккал тепла, 1кг ²³⁵U энергетически эквивалентен 2,7·10⁶ кг тут. Для АЭС мощностью 1 млн. кВт потребуется в сутки с учетом реальных потерь не 7100 т условного топлива (7100 тут), а только 3 кг ²³⁵U.

Можно ли использовать ²³⁸U, которого в природном уране нахо­дится 99,3%?

В атомной энергетике имеют дело с двумя «сортами» ней­тронов: так называемыми быстрыми, обладающими боль шей энергией, возникающими в результате ядерной ре­акции, например при делении ядра урана, и замедленными, энергия которых приблизи­тельно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов.

Тепловые (замедленные) нейтроны можно получить, исполь­зуя замедлитель, которым может служить обычная или тяжелая вода и графит.

Для первой загрузки реактора требуется относительно много плутония – порядка одной тонны, а единственным источником его получения являются реакторы на быстрых нейтронах (не будем забывать, что на Земле плутония прак­тически нет). Отсюда следует еще одно важное требова­ние к реакторам–размножителям (бридерам): быстрая наработка нового плутония для первоначальной загрузки во вновь вводимые в строй реакторы. Обычно темп наработки плутония изменяется временем удвоения его первоначаль­ной загрузки. Желательно, чтобы время удвоения перво­начальной загрузки плутония не превышало 10 – 12 лет.

Таким образом, из всего сказанного следует, что мо­гут создаваться два типа атомных реакторов: реакторы на тепловых, заторможенных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Установлено также, что реакторы на быстрых нейтронах предпочтительнее с точки зрения луч­шего использования природного урана. Наконец, выясне­но, что создание реакторов на быстрых нейтронах дело с разных точек зрения более сложное и современная тех­ника менее к нему подготовлена. В настоящее время пре­имущественно строятся реакторы на тепловых нейтронах.

Устройство реак­торов на тепловых нейтронах

Появляющиеся в результате реакции быстрые нейтроны должны быть замедлены. Для этого можно ис­пользовать один из трех видов за­медлителей: обычную воду, тяжелую воду и графит. Как замедлитель наиболее эффективна обычная вода, затем тяжелая вода и, наконец, графит. Но есть еще один важ­ный показатель – поглощение нейтронов. Меньше всех из названных замедлителей нейтроны поглощает тяжелая вода, затем графит и обычная вода.

Именно поэтому, используя в качестве замедлителя графит или обычную воду, природный уран приходится обогащать изотопом ²³⁵U до 3 – 4%. Если бы в качестве замедлителя использовалась тяжелая вода, то обогащать природный уран не было бы не­обходимости.

По ряду причин в качестве замедлителя (а также теп­лоносителя) чаще всего используют обычную воду.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различа­ются между собой главным образом по двум признакам:

1. какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов;

2. какие вещества используются в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны ре­актора.

Наибольшее распространение в настоящее время имеют:

1. водо–водяные реакторы, в которых обычная вода служит замедлителем и теплоносителем нейтронов;

2. уран–графитовые реакторы (замедлитель – графит, теп­лоноситель – обычная вода);

3. газографитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – газ, часто уг­лекислота);

4. тяжеловодные реакторы (замедлитель – тя­желая вода, теплоноситель – либо тяжелая, либо обыч­ная вода).

В странах СНГ широкое применение полу­чили водо–водяные реакторы, описание которого приведено ниже.

На рис. 1 представлена принципиальная схема водо–водяного реактора. Активная зона реактора представляет собой толстостенный сосуд, в котором находятся вода и погруженные в нее сборки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Тепло, выделяемое ТВЭЛами, забирается водой, температура которой значительно повышается.

На рис. 2 схематически представлены основные эле­менты АЭС с водо-водяным реактором на тепловых ней­тронах – реактор и парогенератор. Схема в данном слу­чае является двухконтурной. Вода, соприкасающаяся в активной зоне реактора с ТВЭЛами и поэтому делающа­яся нагретой и радиоактивной, передает тепло в пароге­нераторе также воде (воде второго контура), но не про­текающей через активную зону и вследствие этого не представляющей опасности с точки зрения радиоактивно­го излучения. Вода второго контура должна в результате перехода тепла от воды первого контура не только стать нагретой, но и быть превращенной в пар.

Температура парообра­зования, то есть температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Чем выше давление, тем выше и температура парообразования. Так напри­мер, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) – это как раз обычное давление пара в конденсаторе па­росиловой установки (см. рис. 1) – температура парооб­разования (конденсации) равна ; при давлении 1 ата температура парообразования ; при давле­нии 160 ата – уже . Поэтому, если давление во­ды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдавае­мого водой первого контура. Так практически и посту­пают.

В водо–водяном реакторе (ВВЭР) мощ­ностью 1 млн. кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура – 60 ата. Температура парообразования равна соответственно и .

На рис.3 представлена схема АЭС с водо–водяным реактором на тепловых нейтронах. Темной линией на этом рисунке выделены элементы (реактор и парогене­ратор), свойственные АЭС. Остальное оборудование (па­ровая турбина, электрический генератор, конденсатор па­ра, водяной насос) в принципе не отличается от обору­дования ТЭС (см. рис. 1). Главное различие между ТЭС и АЭС заключается в том, что в схеме последней вместо котла, работающего на органическом топливе, имеется атомный реактор, а также специфический парогенератор. Работа АЭС, представленной на рис. 3, не требует по­яснений.

Рисунок 1 Схема устройства водо–водяного реактора

Рисунок 2 Схема устройства водо–водяного реактора

и теплообменника–парогенератора

Рисунок 3 Схема устройства АЭС с водо–водяным реактором

Следует заметить, что реакторы описанного типа (ВВЭР), получили в энергетике (суммарно во всех странах мира) наиболее широкое применение: их доля со­ставляет около 60%. Конструкция этих реакторов за по­следние время не претерпела существенных изменений.

Система автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора на тепловых нейтронах

Единственным имеющимся в природе веществом, ядра которого могут самопроизвольно (спонтанно) делиться, являются изотоп урана ²³⁵U. Ядра изотопов плутония ²³⁹Pu и урана ²³³U , тоже могущие делится самопроизвольно, в природе практически не встречаются; они являются творением рук человека. Изотопы ²³⁸U и тория ²³²Th имеются в природе в от­носительно большом количестве, но их ядра не делятся. Эти изотопы могут быть превращены в ²³⁹Ри и ²³³U пу­тем бомбардировки их ядер нейтронами.

Применительно к реактору на быстрых нейтронах (его еще называют реактор–размножитель, или бридер) можно рассматривать ²³⁹Ри и ²³³U как исходное ядерное топливо, a ²³⁸U и ²³²Th – как своего рода сырье, из кото­рого в реакторе получается вторичное ядерное топли­во – новые порции ²³⁹Ри и ²³³U.

Следовательно, в реактор–размножитель загружается исходное ядерное топливо (²³⁹Ри или ²³³U) и «атомное сырье» (²³⁸U или ²³²Th). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, дает вторичное ядерное топливо (²³⁹Ри или ²³³U) в количест­вах, превышающих первоначальную загрузку (вспомним, что коэффициент воспроизводства равен 1,6), отсюда и название – реактор-размножитель.

Не будем забывать, что начало всем описанным ядер­ным превращениям, дает ²³⁵U – единственное природное первичное ядерное топливо.

На рис. 4 представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденса­тор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, обо­рудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схе­мой, включающей реактор на тепловых нейтронах (см. рис.3), настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной. В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом кон­туре более радиоактивный, во втором – менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар). Как видно из рисунка, парогенератор, конденсатор и сама паровая турбина, образуют вторичный тепловой контур. В парогенераторе охлаждающая жидкость первого контура отдает тепло во вторичный контур.

Рисунок 4 Блок–схема энергетической установки атомной электростанции

1 – ядерный реактор; 2 – охлаждающая жидкость (теплоноситель);

3 – парогенератор; 4 – паровая турбина; 5 – турбогенератор (электрогенератор);

6 – конденсатор.

На рис. 5 введены следующие обозначения:

1 – урановое топливо; 2 – замедлитель (бериллий); 3 – кадмиевые стержни (регулирующие число нейтронов, а следовательно и мощности); Р – активная зона реактора; 4 – трубопроводы с теплоносителем; 5 – ионизационная камера;

6 – электронный усилитель; 7 – соленоид; 8 – золотник; 9 – силовой цилиндр;

10 – тахогенератор; 11 – – цепь (корректирующая цепь 10+11); 12 – задачник мощности (при поддержании постоянства мощности в качестве задачника может служить сам генератор электрического напряжения).

Рисунок 5 Схема САР мощности ядерного реактора на тепловых нейтронах

В систему автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора входят:

• задачник мощности;

• электронный усилитель;

• управляемый соленоид;

• золотник (гидравлический клапан);

• гидравлический силовой цилиндр;

• реактор;

• ионизационная камера и датчик нейтронного потока;

• тахогенератор;

• четырехполюсник – цепочка.

Корректирующее устройство включает тахогенератор, четырехполюсник и редуктор.

Получение передаточной функции задающего устройства

Пусть задачник мощности представляет собой потенциометрический преобразователь, выходной сигнал которого , пропорционален выходной мощности реактора (числу нейтронов в активной зоне).

Тогда

,

(1)

где – напряжение источника питания;

– выходное напряжение ионизационной камеры;

– выходное напряжение задатчика.

При этом

,

(2)

где – плотность нейтронного потока.

Тогда (1) с учетом (2) примет вид

.

Так как , то

.

(3)

То есть, на основании (3) имеем передаточную функцию задающего устройства:

.

(4)

Поучение передаточной функции усилителя

На входе усилителя суммируются два напряжения:

,

где – напряжение (выход тахогенератора).

Уравнение суммирующего устройства:

.

(5)

Передаточную функцию электронного усилителя запишем так:

,

(6)

где – коэффициент усиления электронного усилителя.

Получение дифференциального уравнения золотника с соленоидом

С выхода усилителя сигнал поступает на дифференциальные обмотки соленоида. В зависимости от полярности этого напряжения якорь соленоида перемещается либо влево, либо вправо. Якорь соленоида в нейтральном положении удерживается пружиной. При этом якорь связан с золотником. Дифференциальное уравнение соленоида совместно с золотником имеет вид:

,

(7)

где – перемещение золотника.

, , ,

где – масса золотника и якоря соленоида;

– жесткость пружины;

– среднее значение длинны витка катушки;

– постоянное потокосцепление соленоида;

– омическое сопротивление катушки.

Из выражения (7) получаем:

;

(8)

; .

Получение дифференциального уравнения гидравлического силового усилителя

Количество масла протекающего через левое и правое дросселирующее отверстие золотника определяется так:

(9)

где , и – расходы масла, протекающего через левое и правое плечо отверстия золотника при его перемещении штока на величину ;

– коэффициент расхода масла;

– ширина щели золотника;

– плотность масла;

– давление масла на выходе насоса;

– давление масла в левой и правой полостях цилиндра.

Уравнение расхода масла с учетом объема сжатия имеет вид:

(10)

Уравнение движения штока поршня цилиндра:

,

(11)

где – масса поршня со стержнями реактора;

– площадь поршня

и – начальный объем в полостях цилиндра;

– объемный коэффициент сжатия;

– скорость перемещения поршня;

– перемещение поршня силового цилиндра.

С целью линеаризации полученных уравнений примем:

; ; ; ,

где – перемещение штока золотника.

В результате имеем следующие выражения для уравнений расхода:

.

После соответствующих преобразований, дифференциальное уравнение гидравлического привода примет вид:

;

(12)

;

Передаточная функция гидропривода согласно (12) имеет вид:

,

(13)

где ; ; .

Передаточная функция механической передачи

Поршень связан механической передачей с управляющими стержнями реактора.

,

(14)

где – коэффициент, обратный передаточному отношению механической передачи.

Передаточная функция регулирующего стержня

Предположим, что между перемещением регулирующего стержня и реактивностью установлена реактивная связь:

.

Реактивность – степень размножения нейтронов , зависящая от положения стержней.

Тогда передаточная функция регулирующего стержня:

.

(15)

Передаточная функция реактора

С изменением реактивности в ядерном энергетическом реакторе происходит процесс нарушения нейтронного равновесия.

Применяя уравнения кинетики, получим передаточную функцию реактора.

Уравнение кинетики реактора (без учета температуры) могут быть представлены в виде двух зависимостей:

(16)

где – плотность нейтронного потока;

– реактивность при линейном перемещении стержней;

– доля запаздывающих нейтронов –й группы;

– суммарная доля запаздывающих нейтронов;

– время жизни запаздывающих нейтронов –й группы;

– постоянные распада осколков запаздывающих нейтронов;

– концентрация носителей запаздывающих нейтронов –й группы;

– среднее эффективное время жизни нейтронов.

Суммарная доля запаздывающих нейтронов может быть представлена в виде суммы долей запаздывающих нейтронов –й группы:

,

(17)

где – число групп.

Уравнения (16) являются нелинейными, поэтому проводим их линеаризацию, предварительно приведя их к виду:

(18)

Пусть переменные , и представляют сумму установившихся значений и отклонений (малых значений) от установившегося значения.

(19)

где – установившиеся значения переменных;

– малые отклонения.

После подстановки (19) в (18) получим следующее выражение:

.

(20)

Уравнение (20) являются линейными дифференциальными уравнениями с постоянными коэффициентами. Применим к ним преобразование Лапласа:

(21)

откуда передаточная функция реактора по мощности

.

Обозначим , тогда передаточная функция реактора примет вид

.

(22)

После преобразования выражения (22) и вычисления корней характеристического уравнения, окончательное выражение для передаточной функции ядерного реактора примет вид:

,

где ;

– среднее эффективное время жизни нейтронов;

– плотность нейтронного потока.

Для обеспечения устойчивости САР ядерного реактора применено корректирующее устройство, состоящее из редуктора, тахогенератора и четырехполюсника.

а) Передаточная функция редуктора:

,

где – угол поворота тахогенератора (выход);

– передаточное отношение редуктора тахогенератора;

– перемещение регулирующего стержня (вход).

б) Передаточная функция тахогенератора:

,

где – крутизна характеристики тахогенератора.

в) Передаточная функция четырехполюсника:

,

где – постоянная времени четырехполюсника.

Ниже приведена структурная схема САР ядерного энергетического реактора на тепловых нейтронах (рис. 6)

Схема состоит из двух контуров: внутреннего, образованного приводом, тахогенератором и корректирующим устройством и внешнего, состоящего из замкнутого внутреннего контура, ядерного реактора, ионизационной камеры и сравнивающего устройства.

Передаточная функция всей системы с разомкнутой главной обратной связью имеет вид:

,

где

;

,

а передаточная функция замкнутой системы:

Рисунок 6 Структурная схема САР ядерного энергетического реактора

на тепловых нейтронах

– вход реактора – реактивность;

– выход – плотность нейтронного потока;

.

Далее рассмотрим особенности автоматической системы управления технологическим процессом выработки тепловой энергии реакторным блоком (КАСУ технологическим процессом энергетического блока реактора).

Тепловая мощность реактора (в Вт) – .

,

(23)

где – количество ²³⁵U (в граммах);

– средняя плотность потока нейтронов (нейтр/см²·с);

– средняя плотность потока нейтронов в 1 см²;

– средняя скорость нейтронов, см/с.

Из (23) следует, что энергия, выделяющаяся в активной зоне реактора, пропорциональна плотности потока нейтронов. Таким образом, для контроля и управления мощностью реактора необходимо контролировать плотность потока нейтронов или тепловую мощность реактора .

Основным оборудованием энергоблока является:

• реактор ВВЭР;

• главный циркуляционный насос;

• парогенераторы горизонтального типа;

• одна или две паровые турбины;

• электрические генераторы мощностью 1000 или 440 мВт, напряжением 24 кВ.

Все основные процессы, происходящие в энергоблоке можно разделить на:

• нейтронно–физические процессы в реакторе;

• тепловые, термодинамические, то есть на процессы нагрева теплоносителя, охлаждения элементов ядерной энергетической установки;

• гидродинамические процессы, то есть движение теплоносителя по трубам и каналам, работа циркуляционных насосов и агрегатов оборудования.

Взаимосвязь между этими процессами показана на рис. 7.

Рисунок 7

где – расход теплоносителя, создаваемый циркуляционным насосом;

– температура теплоносителя;

– давление теплоносителя;

– плотность теплоносителя;

– изменение реактивности.

Выходными параметрами ядерного реактора в системе регулирования является плотность нейтронов или тепловая мощность реактора .

Выходным параметром – реактивность .

Реактивность

,

где – коэффициент размножения нейтронов для бесконечной среды;

– вероятность избегания утечки нейтронов;

избыточная реактивность.

Режим работы реактора определяются значением .

Если , то количество нейтронов, исчезающих и рождающихся в единицу времени, равны. В этом случае мощность реактора сохраняется постоянной, а реактор находится в критическом состоянии.

Если , то плотность нейтронов будет увеличиваться, а следовательно и мощность реактора. Такое состояние называется надкритическим.

Если , имеет место непрерывное снижение плотности нейтронов вплоть до полного прекращения цепной реакции, а также и уменьшение мощности реактора. Такое состояние называется подкритическим.

При состоянии ректора, близким к стационарному, реактивность .

В качестве регулируемых величин наряду с мощностью реактора используется , давление и расход теплоносителя .

Дополнительно регулируются параметры парогенерирующей системы турбогенератора:

• скорость вращения турбины;

• давление пара перед турбиной;

• уровень воды в парогенераторе и так далее.

Схематически общая структура системы управления энергоблоком показана на рис. 8.

На рисунке введены следующие обозначения:

Р – активная зона реактора; ПГ – парогенератор; ГП – главный паропровод;

РП – регулятор питания; ГТ – горячий трубопровод; ХТ – холодный трубопровод; – изменение параметров перегревателя; необогреваемые участки первого контура – горячий (ГТ) и холодный (ХТ); необогреваемые участки второго контура – ГП и РП; АРМ – система автоматического регулирования мощности, осуществляющая перемещение управляющих (регулирующих) стержней, поддерживая на заданном уровне нейтронную мощность N реактора, температуру и давление теплоносителя на выходе из него; N – относительная нейтронная мощность реактора; – реактивность, характеризующая отклонение коэффициента размножения нейтронов от единицы.

Рисунок 8 Упрощенная структурная схема энергоблока

Дл расчета изменений нейтронной мощности реактора, в частности, при нарушении работы АЭС, используется точечная модель реактора.

.		(24)

где – плотность нейтронного потока;

– реактивность, характеризующая отклонение коэффициента размножения нейтронов от единицы: где – коэффициент размножения нейтронов;

– эффективная доля запаздывающих нейтронов –й группы осколков–излучателей запаздывающих нейтронов;

– суммарная доля запаздывающих нейтронов;

– постоянные распада –й группы осколков–излучателей запаздывающих нейтронов;

– концентрация носителей запаздывающих нейтронов;

– время жизни мгновенных нейтронов.

Значения , , , определяются нейтронно–физическим расчетом конкретной активной зоны. Для реакторов ВВЭР суммарная доля запаздывающих нейтронов зависит от количества плутония ²³⁹Pu, накапливаемого в активной зоне в процессе выгорания топлива. К концу процесса несколько уменьшается, что приводит к более сильному влиянию изменения реактивности на изменение нейтронной мощности. В то же время постоянные распада и отношение в течение всего процесса практически не изменяется.

Основные нейтронно–физические характеристики реакторов ВВЭР–440 и ВВЭР–1000 приведены в таб. 1.

Таблица 1

Наименование величины	Обозначение	Размерность	Значение
Время жизни нейтронов
Суммарная доля запаздывающих нейтронов		–
Эффективная доля запаздывающих нейтронов –й группы		–
		–
		–
		–
		–
		–
Постоянные распада осколков–излучателей запаздывающих нейтронов –й группы

Для стационарного состояния .

Как следует из анализа устойчивости реактора, при наличии низкочастотных возмущений по реактивности коэффициент усиления в передаточной функции реактора растет, и реактор далее при нулевой мощности является неустойчивой системой.

Время жизни мгновенных нейтронов в диапазоне низких частот не оказывает влияние на передаточную функцию реактора. В диапазоне высоких частот, чем меньше время жизни мгновенных нейтронов, тем больше коэффициент усиления. При очень больших частотах колебаний реактивности реактор начинает их ограничивать.

Для приближенного анализа систем регулирования объединяют все запаздывающие нейтроны в одну группу с эквивалентной постоянной распада .

.

(25)

Вводя постоянные времени и соответствующие обозначения:

, с учетом имеем передаточную функцию реактора

.

(26)

– среднее эффективное время жизни запаздывающих нейтронов;

– эквивалентная постоянная распада осколков–излучателей запаздывающих нейтронов –й группы;

– суммарная доля запаздывающих нейтронов.

Устройство реактора на быстрых нейтронах

Единственным имеющимся в природе веществом, ядра которого могут самопроизвольно (спонтанно) делиться, являются изотоп урана ²³⁵U. Ядра изотопов плутония ²³⁹Pu и урана ²³³U , тоже могущие делится самопроизвольно, в природе практически не встречаются; они являются творением рук человека. Изотопы ²³⁸U и тория ²³²Th имеются в природе в от­носительно большом количестве, но их ядра не делятся. Эти изотопы могут быть превращены в ²³⁹Ри и ²³³U пу­тем бомбардировки их ядер нейтронами.

Применительно к реактору на быстрых нейтронах (его еще называют реактор–размножитель или бридер) можно рассматривать ²³⁹Ри и ²³³U как исходное ядерное топливо, a ²³⁸U и ²³²Th – как своего рода сырье, из кото­рого в реакторе получается вторичное ядерное топли­во – новые порции ²³⁹Ри и ²³³U.

Следовательно, в реактор–размножитель загружается исходное ядерное топливо (²³⁹Ри или ²³³U) и «атомное сырье» (²³⁸U или ²³²Th). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, дает вторичное ядерное топливо (²³⁹Ри или ²³³U) в количест­вах, превышающих первоначальную загрузку (вспомним, что коэффициент воспроизводства равен 1,6), отсюда и название – реактор–размножитель.

Не будем забывать, что начало всем описанным ядер­ным превращениям, дает ²³⁵U – единственное природное первичное ядерное топливо.

Рисунок 9 Схема устройства АЭС на быстрых нейтронах

На рис. 9 представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденса­тор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, обо­рудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схемой, включающей реактор на тепловых нейтронах (см. рис. 8), настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной. В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом кон­туре более радиоактивный, во втором – менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар).

Использование солнечной энергии в энергетике

Что можно сказать о перспективах использования солнечной энергии в энергетике?

Солнечная энергия относится к числу так называемых восполняемых, или нетрадиционных, источников энергии, ресурсы которых не зависят (не уменьшаются) от дея­тельности человека. К их числу относятся также гидро­энергия, энергия ветра, морских приливов и волн.

Солнце – самый мощный источник энергии по срав­нению со всеми другими, доступными человеку. Полная мощность солнечного излучения выражается огромной цифрой: 4·10²⁶ Вт, или 4·10¹⁴ млрд. кВт. Даже вблизи Земли, на расстоянии около 150 млн. км от Солнца, на каждый квадратный метр поверхности, расположенной перпенди­кулярно солнечным лучам, приходится 1,4 кВт лучистой энергии.

Средний радиус Земли равен 6370 км, а поперечное сечение Земли составляет 127,6·10⁶ км². Легко подсчи­тать, что полная мощность солнечной радиации, поступа­ющей на Землю, равна 178,6·10¹² кВт. Из этого следует, что в течение года на Землю в виде лучистой энергии пе­редается 1,56·10¹⁸ кВт·ч.

Как уже сказано, на 1 м² поверхности Земли, расположенной перпендикулярно солнечным лучам, приходится 1,4 кВт солнечной радиации, а на 1 м² поверхности Земли (сферы Земли) приходится в среднем 0,35 кВт.

Следует, однако, иметь в виду, что больше половины энергии солнечной радиации не доходит непосредственно до поверхности Земли (суши и океана), а отражается ат­мосферой. Считается, что на 1 м² суши и океана земли приходится в среднем около 0,16 кВт солнечной радиа­ции. Следовательно, для всей поверхности Земли солнеч­ная радиация составляет величину, близкую к 10¹⁴ кВт, или 10⁵ млрд. кВт.

Каким образом ее использо­вать?

Солнеч­ная энергия может использоваться как для производ­ства электроэнергии (точнее говоря, путем преобразо­вания солнечной радиации в электрическую энергию), так и для отопления и горячего водоснабжения. Оста­новимся сначала на первой, более важной, хотя и более трудной задаче: преобразовании солнечной лучистой энергии в электрическую энергию.

Для преобразования энергии солнечного излучения в электрическую энергию применяются два способа:

1) использование для этой це­ли полупроводниковых фотоэлектропреобразователей (ФЭП), способных превращать лучистую энергию непосредственно в электрическую;

2) создание паросиловых установок, в которых обычный паровой котел, работаю­щий, например, на угле, заменяется «солнечным» паро­вым котлом.

Первый способ, основанный на исполь­зовании ФЭП, более перспективен.

ФЭП представляет собой устройство, действие которого основано на так называемом фотоэффекте – возникно­вении под воздействием солнечного излучения ЭДС (элек­тродвижущей силы) полупроводниковом материале.

Фотоэффект был открыт в XIX в. А. Г. Столетовым и получил объяснение в 1905 г. в работах А. Эйнштейна. Существо фотоэффекта заключается в том, что содержащиеся в материале катода ФЭП электроны под влиянием электромагнитного излучения, в данном случае излуче­ния Солнца, изменяют свое энергетическое состояние.

Рисунок 10 Схема устройства АЭС на быстрых нейтронах

Первоначально наибольший интерес привлекал внеш­ний эффект, состоящий в том, что под действием солнеч­ного излучения электроны переходят с поверхности като­да в окружающий ФЭП вакуум. Но КПД такого процес­са оказался весьма малым. В дальнейшем было установлено, что гораздо более эффективными являются ФЭП, работающий с так назы­ваемым запирающим слоем, основанным на внутреннем, или вентильном, фотоэффекте (рис. 11).

Рисунок 11 – Схема запирающего слоя при контакте проводников n– и p–типа

Если на границу между п– и р–полупроводниками падает свет, то в этом случае в результате свето­вого воздействия в обоих полупроводниках образуются пары «электрон–дырка». Под действием контактной раз­ности потенциалов эти избыточные заряды смещаются – электроны в n–полупроводник, дырки – в р–полупроводник. Таким образом, образуется дополнительная разность потенциалов. Конечно, такое устройство (ФЭП) действует до тех пор, пока на него падает свет.

Главными полупроводниковыми материалами для создания ФЭП являются кремний и германий. В чистом виде (без примесей) кремний и гер­маний – диэлектрики. Но при добавке небольших коли­честв других веществ их можно превратить в полупровод­ники п– или р–вида.

Коэффициент полезного действия (КПД) ФЭП – в пределах 25%. Но основной причиной пока еще относи­тельно малого применения ФЭП является его высокая стоимость. Вследствие этого единственная область, где ФЭП нашли широкое применение – это космические аппараты. На рис. 12 пред­ставлены ФЭП–элементы солнечной батареи, совокуп­ность которых служит источником электрической энер­гии в системе энергопитания космического аппарата. Мощность солнечной батареи может составлять несколь­ко десятков и даже сотен кВт. Высокая стоимость солнечной батареи этого типа, в данном случае в каче­стве бортового источника тока космического аппарата, не имеет решающего значения, так как необходимая мощ­ность ее невелика, а космические аппараты создают не таким, уж большим тиражом. Зато надежность таких солнечных батарей, а также их масса и габариты вполне при­емлемы.

Рисунок 12 – Схема элемента солнечной батареи:

1 – поверхностный слой – кремний с проводимостью n –типа;

2 – монокристаллический кремний с проводимостью р–типа;

3, 4 – электроды

Второй способ преобразова­ния солнечной энергии в электрическую – на создании паросиловых установок, в которых обычный паровой ко­тел, работающий, например, на угле, заменяется солнеч­ным паровым котлом. На рис. 10 представлена принци­пиальная схема установки, отличающаяся от схемы обычной ТЭС (см. рис. 1) тем, что вместо обычного кот­ла, работающего на органическом топливе, здесь установ­лен паровой котел, в котором используется солнечная энергия и дополнительно имеются концентраторы энер­гии Солнца (гелиоконцентраторы).

Схема солнечной паросиловой установки (см. рис. 12) настолько ясна, что не требуется дополнительных поясне­ний. Заметим только, что задачей гелиоконцентраторов (зеркал или линз) является повышение плотности сол­нечной радиации (иначе сказать, фокусировка солнечных лучей) и, следовательно, повышение температуры нагре­ваемого объекта, в нашем случае солнечного котла.

Даже теоретически температура на­греваемых поверхностей котла не может быть выше тем­пературы поверхности Солнца, приблизительно равной 5800 К.

Если бы это было не так, то получилось бы про­тиворечие со вторым законом термодинамики, согласно которому невозможно нагреть любое тело до температуры более высокой, чем температура источника тепла (ис­точника излучения).

Назначение гелиоконцентратора – сфокусировать солнечные лучи. Зеркала гелиоконцентратора с целью их эффективного использования должны быть подвижными. Другими словами, каждое зеркало в зависимости от ге­ографического расположения солнечного котла, времени года и времени суток должно занимать соответствующую позицию. Лучше всего это можно сделать с помощью ЭВМ.

Рисунок 13 – Принципиальная схема солнечной паровой установки