8.Основные типы атомных реакторов и их воздействие на окружающую среду.

На АЭС широко применяют насыщенный пар. Это связано с тем, что зачастую перегрев пара непосредственно в ядерном реакторе весьма усложняет конструкцию последнего, схему установки и требует существенных дополнительных капитальных затрат. Некоторое снижение коэффициента полезного действия АЭС при использовании насыщенного пара с более низкой, чем перегретый, температурой в данном случае оказывается оправданным экономически. Причина заключается в том, что стоимость ядерного топлива в единице выработанной энергии значительно ниже, чем органического на электростанциях обычного типа³.

В настоящее время существует большое разнообразие атомных реакторных установок, оказывающее влияние на общую организацию технологического процесса электростанций. Наиболее часто их классифицируют по числу контуров. Различие в их числе предопределяет и различие в схемах передачи тепла рабочей зоны реактора через теплоноситель рабочему телу. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу с преобразованием тепловой энергии в механическую, во всех случаях является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. В этом качестве применяют “воду под давлением”, газовый теплоноситель, жидкий металл и др. По числу контуров атомные электростанции разделяют на одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные (рис.8.1)⁴.

Рис.8.1. Одноконтурная (а), двухконтурная (б)

и трехконтурная (в) схемы АЭС:

1 - реактор; 2 - промежуточный теплообменник; 3 - ПГ; 4 - турбогенератор; 5 - конденсатор;6 - насос; 7 - циркуляционный насос второго контура;8 - циркуляционный насос первого контура

При работе по одноконтурной схеме пар образуется в активной зоне реактора, откуда направляется в турбину. В некоторых случаях до турбины он подвергается перегреву в перегревательных каналах реактора. Данная схема наиболее проста, однако образующийся пар радиоактивен, поэтому большая часть оборудования АЭС должна иметь защиту от излучений. При двухконтурной и трехконтурной схемах отвод тепла из реактора осуществляется теплоносителем, который затем передает тепло рабочей среде непосредственно или через теплоноситель промежуточного контура. В этом случае рабочая среда и теплоноситель второго контура в нормальных условиях нерадиоактивны и эксплуатация электростанций существенно облегчается. Однако заметно возрастают капитальные затраты, особенно при реализации трехконтурной схемы. Последнюю применяют лишь в случаях, когда следует полностью исключить вероятность контакта активного теплоносителя, например расплавленного натрия, с водой, что может привести к крупной аварии при наличии двухконтурной схемы.

По типу ядерного реактора различают АЭС на тепловых (медленных) и на быстрых нейтронах⁴.

Первая АЭС (на тепловых нейтронах) освоена в СССР (Белоярская атомная электростанция мощностью 5 тыс. кВт была сдана в эксплуатацию в 1954 г.). Работа электростанций этого типа основана на использовании в качестве ядерного топлива урана.

АЭС на тепловых нейтронах в качестве ядерного топлива применяют U 235. Как известно, этот изотоп в природном уране составляет 0,7%, остальные 99,3% представлены ураном 238. В случае захвата ураном 235 нейтрона протекает ядерная реакция с образованием осколков деления (ядра атомов иода и криптона), нескольких нейтронов, бета - частиц и гамма - излучения. Распад 1 г урана 235 сопровождается выделением огромного количества энергии (86,4 х 10⁶ кДж), 85% которой приходится на кинетическую энергию осколков деления. Если один из вторичных нейтронов вновь будет захвачен ядром урана 235, то получится самоподдерживающаяся реакция ядерного деления. Вероятность захвата нейтрона определяется его энергией вылета. При ее первоначальных значениях 5 МэВ эта вероятность очень мала, но возрастает в 1000 раз при снижении энергии вылета до 0,025 эВ, что сопоставимо с ее уровнем при тепловом движении частиц. Нейтроны с такой энергией называют медленными или тепловыми. Для снижения энергии нейтронов служит замедлитель (обычная или тяжелая вода, графит), имеющий в своем составе легкие атомы. Тяжелые атомы для этого непригодны, так как нейтроны, сталкиваясь с ними, отскакивают в сторону, почти не теряя скорости. При этом не исключается развитие разветвленной цепной реакции распада урана 235, поскольку на один захваченный нейтрон приходится большее их количество, выделяемое при ядерной реакции⁴.

Для предотвращения развития разветвленной цепной реакции, приводящей к ядерному взрыву, применяют специальные регулирующие стержни. Введенные в зону ядерной реакции, они могут занимать в ней различное положение, чем регулируется количество обрывов цепей, а ядерный распад поддерживается как неразветвленная цепная реакция.

Устройство, в котором поддерживается неразветвленная реакция ядерного деления, называется ядерным реактором (рис.8.2)⁴. Ядерное горючее в нем размещается в так называемых тепловыделяющих элементах - твэлах. Для того, чтобы снизить потери, твэлы окружают отражателями, уменьшающими бесполезную потерю нейтронов. Выделяющаяся при радиоактивном распаде теплота передается циркулирующей в трубках (каналах) жидкости (воде) - теплоносителю. Этот тип реакторов называется канальным. Замедлителем в них является графит.

Рис 8.2. Упрощенная схема ядерного реактора:

1 - тепловыделяющий элемент; 2 - замедлитель; 3, 4 - подвод и отвод теплоносителя; 5 - отражатель; 6 - регулирующий стержень; 7 - корпус; 8 - биологическая защита

Другой тип реактора известен как корпусный. Теплоноситель (углекислый газ) движется в нем не в каналах, а в. корпусе, заполняя весь его свободный объем. Замедлителем служит графит (газо- графитовый или уран-графитовый реактор). Если в корпусных реакто- рах вода выполняет одновременно роль и за1иедлителя, и теплоносите- ля, то их называют водо-водяными³.

В настоящее время наиболее распространены одноконтурные и двухконтурные АЭС. И те и другие используют реакторы мощностью 1000 МВт с водяным теплоносителем.

На одноконтурных станциях установлены канальные реакторы типа РБМК-1000 (реактор большой мощности, канальный), генерирующие насыщенный пар давлением 7 МПа или перегретый пар давлением 8,8 МПа. Двухконтурные АЭС эксплуатируют водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР, используя в качестве теплоносителя не кипящую воду давлением 16 МПа. Во втором контуре в парогенераторе получают насыщенный пар давлением 6,4 МПа (температура насыщения 278⁰С). Пар генерируют за счет охлаждения теплоносителя от 322 до 289⁰ С.

Один из недостатков водяного теплоносителя для АЭС заключается в невозможности применения природного урана, что обусловливает необходимость его обогащения (до 3,5-5 % по урану 235). Коэффициент полезного действия атомной электростанции с водяным теплоносителем находится на уровне 33 %, а при применении газов он может достигать 40% и более. Таким образом, на тепловых нейтронах от загруженного топлива используется лишь 2,4 % на ВВЭР и 1,2% на РБМК.^3,4

В основе работы реакторов на быстрых нейтронах лежит процесс захвата нейтронов не только ядрами урана 235, но и урана 238, что ведет к образованию урана 239 (инициируется У-излучение), нептуния - 239 (возникает бета-излучение) и плутония 239 - искусственных радиоактивных элементов.

Плутоний при захвате нейтронов делится с большим выделением энергии. Таким образом, в реакторе идут два процесса: распад урана 235 и генерация нового ядерного горючего плутония 239 из ядер урана 238. Количество появившихся ядер плутония 239 на одно распавшееся ядро урана 235 (коэффициент воспроизводства К_в ) в реакторах на тепловых нейтронах равно 0,6-0,7. Образовавшийся плутоний может быть использован как ядерное топливо в реакторах на быстрых нейтронах.

Последние имеют К_в, более единицы, т.е. в них создается ядерного горючего больше, чем расходуется. В этих реакторах нейтроны должны иметь энергию 0,1-0,4 МэВ. Замедлитель в них не нужен, так как снижение энергии нейтронов до 0,1-0,4 МэВ происходит за счет столкновения с ядрами урана. Отражатель изготавливают из урана 238. Попадая в отражатель, часть нейтронов захватывает его ядра, и протекает реакция образования плутония с последующим его распадом. Другая часть нейтронов возвращается в активную зону и вступает в реакцию с ураном 235, воспроизводя быстрые нейтроны.

В реакторах на быстрых нейтронах во вторичное горючее (плутоний 239) превращается и используется около половины всего урана 238. Кроме того, примерно 1/4 его подвергается непосредственному делению под влиянием быстрых нейтронов, т.е. степень использования ядерного топлива составляет не менее 1/4 его загрузки.

Для работы реакторов на быстрых нейтронах необходимо иметь сильно обогащенную по урану 235 руду или плутоний 239. Второе предпочтительнее и означает, что нужна наработка плутония 239 в реакторах на тепловых нейтронах с выгрузкой его для использования в реакторах на быстрых нейтронах. В этих реакторах возможно применение как природного, так и отвального урана (в ходе воспроизводства плутония из урана 238)⁴.

Отвального урана скопилось уже около 1,5 млн т. В реакторах на быстрых нейтронах интенсивно возрастает тепловыделение, что обусловлено высокой концентрацией делящихся материалов, в связи с чем необходим адекватный отвод теплоты. Соответствующие АЭС являются трехконтурными (Шевченковская АЭС, третий блок Белоярской АЭС). В данном варианте в первом контуре циркулирует расплавленный натрий с повышенной радиоактивностью, во втором - также натрий, который нагревается в теплообменнике, но уже не является радиоактивным и отдает тепло рабочему телу в парогенераторах. Прорыв второго контура в этом случае не приведет к радиоактивному выбросу как результату бурного взаимодействия радиоактивного загрязненного щелочного металла с водой. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны равна 550⁰ С, давление. пара перед турбиной составляет 12,7 МПа, а температура - 500⁰ С, КПД блока достигает 41%.³

На всех типах АЭС пар, образующийся в пароперегревателе (в двух- или трехконтурной схемах) или в реакторе, направляется по паропроводу к турбине. Дальнейшие схемы конденсационных АЭС и ТЭС практически не отличаются.

АЭС всегда строят блочными. В блок входят: 1 реактор, до 4-6 пароперегревателей (при двух- или трехконтурных схемах) и 1-2 турбины, что обеспечивает большую маневренность блока. Показатели его тепловой экономичности одни и те же как при работе на полной, так и на 50%-ной номинальной мощности.³

Наибольшими мощностями АЭС в настоящее время располагают США (более 100 ГВт), Франция (60) и Япония (40).

На девяти действующих в настоящее время российских АЭС с общей условленной мощностью более 21 ГВт в 1994 г. находилось в эксплуатации 29 энергоблоков. В их числе 13 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-440 (6 единиц) и ВВЭР-1000 (7), 11 - с реакторами РБМК-1000, 4 - ЭГП (реактор энергетический графитовой паровой) Билибинской АТЭЦ с канальными водографитовыми реакторами общей мощностью 48 MBт, 1 - реактор БН-600 (на быстрых нейтронах). Из 46 построенных в бывшем СССР атомных реакторов только 15 окружены защитными оболочками (за рубежом - все)^3,4.