7. Особенности эксплуатации и маневренность аэс

Чтобы обсудить возможности использования атомных станций в различных режимах эксплуатации, опишем вкратце, как устроен и работает ядерный реактор.

Энергетический ядерный реактор представляет собой устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона, где размещается ядерное топливо в виде специальных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и осуществляется цепная реакция деления. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Вообще же в качестве замедлителя (вещества, уменьшающего скорость движения нейтронов, вследствие чего возрастает вероятность поглощения нейтронов ядрами) применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости.

Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, хорошо поглощающих нейтроны. Активная зона ядерных реакторов окружается отражателем нейтронов — слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Все элементы конструкции реактора — активная зона, отражатель и др. — размещаются в прочном герметичном корпусе или кожухе, окруженном биологической защитой.

Основной конструктивной деталью активной зоны является ТВЭЛ, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. Обычно в энергетических реакторах используются ТВЭЛы в виде стержней, где топливо в виде прессованных таблеток двуокиси урана заключено в оболочку из стали или циркониевого сплава. ТВЭЛы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь ТВЭЛов и отводится обтекающим ТВЭЛы теплоносителем. Так что ТВЭЛы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от ТВЭЛа к теплоносителю достигает (1 - 2) 10⁶ Вт/м², тогда как в современных паровых котлах она равна (2 - 3) 10⁵ Вт/м².

В сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое количество теплоты, т.е., удельное тепловыделение в активной зоне достигает 10⁸-10⁹ Вт/м³, в то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107 Вт/м³. Условия работы ТВЭЛов осложняются еще и высокой рабочей температурой, достигающей 300 – 600 ⁰С на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов. По этим причинам требуется исключительно высокая стойкость и надежность ТВЭЛов. Они должны быть просты по конструкции, механически устойчивы и прочны, для сохранения их размеров и герметичности. Твэды должны слабо поглощать нейтроны, их оболочка не должна взаимодействовать с ядерным топливом, продуктами деления, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечивать максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью. В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 - 5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1 - 3 года).

В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель; возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Реакторы классифицируют по энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

Реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых или на нейтронах промежуточных энергий. Поэтому их разделяют на реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах, для которых характерны концентрации ядерного топлива U²³⁵ в активной зоне от 1 до 100 кг/м³ и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива U²³⁵ или U²³⁹ порядка 1000 кг/м³ и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива U²³⁵ в ней от 100 до 1000 кг/м³.

Активная зона реактора на быстрых нейтронах, где размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом, окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо, что является особым достоинством быстрых реакторов. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава, который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными: несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть — во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены. В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы, работающие на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае температура жидкого теплоносителя внутри реактора ниже температуры кипения, и он не кипит (реакторы с водой под давлением, а во втором температура выше, и теплоноситель кипит кипящие реакторы). В России основные типы ядерных энергетических реакторов — водо-водяные (ВВЭР) и водографитовые.

Итак, при работе реактора в ТВЭЛах, а также во всех его конструктивных элементах, в различных количествах выделяется теплота. Теоретически в ядерном реакторе можно достичь почти неограниченной температуры, однако, есть практические ограничения, определяющиеся предельно допустимой температурой конструкционных материалов и ТВЭЛов. Особенность ядерного реактора состоит в том, что более 90% энергии деления превращается в теплоту практически мгновенно, т. е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. При выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма- и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течении длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

Как следует из выше изложенного, ТВЭЛы с топливом в виде таблеток и цилиндрическими циркониевыми оболочками имеют высокие показатели надежности в условиях именно базисного режима работы. В переменных режимах, которые нужны для маневрирования мощностью, работоспособность ТВЭЛов резко снижается. Дело в том, что при работе в переменном режиме механическое взаимодействие термически расширяющихся топлива и оболочки с разными коэффициентами термического расширения приводит к разрушению ТВЭЛов — именно это ограничивает возможности для изменения мощности. Этот факт является важнейшим при установлении режимов работы АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Стойкость ТВЭЛов в режимах переменной мощности понижается с ростом удельной локальной нагрузки на них. Кроме того, при изменении температурного режима возникают термические напряжения в элементах конструкции реактора, а также возможно нестационарное отравление реактора ксеноном. В результате накопления в активной зоне ксенона, при быстром снижении нагрузки или при работе на пониженной мощности (а это необходимо для эффективного регулирования переменных нагрузок), реактивность реактора резко уменьшается. Для преодоления же ксенонового отравления нужен запас реактивности. В реакторах ВВЭР максимальное отравление наступает через 5-10 часов после снижения мощности, т.е. именно тогда, когда необходим выход из резервного состояния при регулировании суточных графиков электронагрузки.

Привлечь АЭС к регулированию нагрузки удалось бы только при выполнении определенных требований к их приемистости и быстродействию автоматических систем регулирования. Поэтому для привлечения АЭС к регулированию нагрузки нужно: разработать ТВЭЛы, способные работать в режиме циклического изменения мощности при сохранении герметичности их оболочки; создать такой прочный корпус реактора, который будет способен работать в режиме малоциклового изменения мощности; спроектировать и создать эффективную систему управления и защиты реактора для обеспечения изменения мощности в широком диапазоне скоростей и нагрузок. Все это означает, что нужно создавать специализированные маневренные энергоблоки атомных станций, но это достаточно дорогостоящий проект. Добавим еще, что даже при переходе к регулированию полупикового режима технологическая схема АЭС не упрощается, как это бывает со станциями на органическом топливе, а усложняется. Из этих утверждений, детально обоснованных специалистами-энергетиками, следуют важные выводы: атомные электростанции, как наиболее экономичный тип оборудования с большой долей капитальных затрат, целесообразно привлекать к регулированию нагрузки в последнюю очередь; реакторы типа ВВЭР–1000 большую часть того времени, когда их эксплуатация происходит в переменном режиме, могут успешно участвовать в регулировании электронагрузок в пределах не менее 70-100% их номинальной мощности.

На выездной сессии Ядерного общества России (октябрь 2001 года, г. Ростов-на-Дону) отмечалось, что атомные станции, расположенные в узловых точках Единой энергетической системы России играют системообразующую роль. В сезонном регулировании мощности и частоты АЭС обеспечивают почти двукратное увеличение мощности в осенне-зимний период, когда нагрузки максимальны. В таком медленном режиме возможно абсолютно безопасное изменение мощности АЭС, но это и означает, что работа атомных станций, вырабатывающих более дешевое (чем ТЭС) электричество, эффективна, экономична и экологически безопасна в базовом режиме выработки электроэнергии.

Приведем еще некоторые факты. За два последних года атомная энергетика России увеличила производство энергии на 24%. В нашей стране сейчас эксплуатируется 10 атомных станций суммарной мощностью более 22 млн. кВт. Атомные станции России дают примерно 41% энергии, отпущенной на ФОРЭМ (Федеральный оптовый рынок энергетических мощностей), и 15% энергии, выработанной в Единой энергосистеме. Что касается темпов роста энергопоставок, то, например, в 2000 г. АЭС России дали на 7,5% энергии больше, чем в 1999 г. В эти же годы 50% прироста потребления энергии в России обеспечивалось атомными станциями. В 2000 г. только атомная энергетика единственная из отраслей превысила уровень своего производства по сравнению с советским периодом. АЭС России составляют 11% по мощности энергопроизводящих установок и дают примерно 15% энергии в стране, в европейской части — около 20%. В энергозонах Северо-Запада, Центра и Поволжья доля выработки энергии на АЭС составляет около 30-40%. При этом, как признано экспертами МАГАТЭ, АЭС России занимают сейчас второе место в мире после Японии по уровню устойчивости, надежности и безопасности.

Поскольку примерно на 80% объектов традиционной энергетики ресурс эксплуатации выработан, развивать нужно лишь те отрасли, которые сочетают в себе требования трех “Э” оптимальным образом. Известно, что для обеспечения ввода замещающих мощностей на старых ТЭС нужны значительные инвестиции, а это означает очередной подъем тарифов для потребителей, но уже в 2-3 раза. Очевидно, как это ударит по стране, и не только по темпам ее экономического роста. Такой потенциал повышения эффективности энергопроизводства, экономичности при соблюдении всех экологических нормативов в настоящее время имеют лишь атомная энергетика и тепловая энергетика, основанная на новых технологиях.