Зорин В.М. Атомные электростанции

Для 235U в реакторе на тепловых нейтронах такой пересчет возможен по формуле

В этой формуле отношение микроскопических сечений поглоще-

ционное превращение с испусканием γ-квантов:

235U + n → 236*U (возбужденное ядро) → 236U + γ

— делящегося нуклида не стало, но и реакции деления не произошло.

Средняя глубина выгорания для реакторов различных типов будет равна 6—120 г/кг.

технико-экономических исследований или при проектировании атомной электростанции.

Дополнительную к анализу формул информацию дают результаты их использования.

Пример. Пусть для атомной электростанции с ВВЭР электрической мощностью N = 1000 МВт требуется определить загрузку реактора на срок 3 года (Т =

(принято μ = 0,8). Коэффициент полезного действия преобразования энергии

= 40 МВтæсут/кг. Требуется определить также другие характеристики загрузки, не связанные с изотопным составом топлива. С этой целью рассчитываются:

Э= N Т æ24 = 21æ109 кВтæч;

эк

•удельная загрузка тяжелых ядер:

g= G / Э = 3,3 æ10–6 кг/(кВтæч);

т.я т.я

91

•удельное производство электроэнергии:

э= 1/g = 0,3 æ106 кВт æч/кг;

W = Q Т æ24 = 65,7æ109 кВтæч.

pp к

При делении 1 г делящегося изотопа выделяется q = 22,8 МВтæч теплоты,

1

т.е. для получения W необходимо его израсходовать в количестве p

G= W /q = 2884 кг

или

G/G = 0,042 = 4,2 %.

дел т.я

На атомной электростанции с ВВЭР используется оксидное ура-

новое топливо — UO . В получении тепловой энергии здесь будет

2

участвовать также плутоний 239Pu, который появляется в результате радиационного превращения 238U. Его вклад соизмерим с получе-

нием тепловой энергии от 235U. Таким образом, G — суммарная

дел

масса разделившихся ядер 235U и 239Pu. Масса выгоревших тяжелых

ядер будет больше G с учетом радиационного захвата нейтронов

дел

без деления, как это показано для 235U (см. (7.5)).

Масса загрузки оксидного топлива будет больше массы загрузки тяжелых ядер G в соотношении молекулярной массы UO и усреднен-

ной атомной массы тяжелых ядер. Учитывая, что основная доля тяже-

лых ядер в загружаемом топливе принадлежит 238U, и принимая моле-

кулярную массу UO равной 238 + 32 = 270 а.е.м., получаем

2

G= G 270/238 = 77 640 кг.

загр т.я

Обычно экономические расчеты ведутся по стоимости природного урана и по его расходу при производстве топлива для конкретного реактора. Обогащение ядерного топлива есть отношение массы ядер делящегося изотопа к массе тяжелых ядер в загружаемом топливе,

работы реактора в течение кампании топлива. Для ВВЭР-1000 принято обогащение х = G /G æ100 = 4,4 %.

5т.я

прир

а остаточное содержание 235U в отвале принято х = 0,25 %, то из

отв

92

уравнения материального баланса определяется удельный расход природного урана для производства 1 кг обогащенного урана:

x – x

Полный расход природного урана

и удельный его расход на производство 1 кВтæч электроэнергии на атомной электростанции в рассматриваемом примере

g= G /Э = 29,3æ10–6 кг/(кВтæч).

прир прир

Подробно вопросы, связанные с расходом ядерного топлива и его стоимостью, рассматриваются при изучении дисциплины «Экономика ядерной энергетики».

7.2. Теплоносители ядерных реакторов

Как источники теплоты реакторы по сравнению с котлами традиционной энергетики имеют принципиальные особенности:

1)наличие мощного ионизирующего излучения, воздействующего на конструкционные материалы и среду, омывающую теплоотдающую поверхность;

2)возможность выброса радиоактивности, что обусловливает повышенные требования к надежности;

3)большие удельные тепловые потоки с теплопередающей поверх-

ности, достигающие 1—2 МВт/м2 (в котлах традиционной энерге-

тики не более 0,5 МВт/м2).

Эти особенности обусловливают специфические требования к конструкции ядерных реакторов, к оборудованию всего реакторного контура и к теплоносителю, воспринимающему выделяющуюся в реакторе теплоту для последующего ее преобразования в электрическую энергию.

Возможность использования того или иного вещества в качестве теплоносителя определяется совокупностью его свойств и характеристик.

Ядерные свойства теплоносителя должны обеспечивать:

1)стабильность при воздействии нейтронного потока заданной интенсивности;

2)слабую активацию (для уменьшения активности контура теплоносителя);

93

3)малое поглощение нейтронов (для обеспечения минимальных непроизводительных потерь нейтронов);

4)сильное или слабое замедление нейтронов — в зависимости от типа реактора.

Теплофизические свойства должны обеспечивать:

1)интенсивный и стабильный отвод теплоты от тепловыделяющих элементов (возможно большее значение теплопроводности λ и меньшее — кинематической вязкости ν);

2)приемлемые затраты энергии на перекачку (меньшее значение

плотности ρ и большее значение объемной теплоемкости с ).

v

Термодинамические свойства должны соответствовать работе теплоносителя в жидкой или газообразной фазе при приемлемых значениях давления (возможно меньшая температура плавления и большая температура кипения для жидкого теплоносителя).

Химические свойства должны обеспечивать:

1)стойкость при высоких температурах;

2)безопасность при обращении (токсическую безопасность);

3)неагрессивность по отношению к конструкционным материалам (низкая коррозионная и химическая активность);

4)пожаро- и взрывобезопасность.

Кроме того, теплоноситель должен быть доступным, удобным при хранении и транспортировке, недорогим.

Все вещества, используемые в качестве теплоносителей, лишь в той или иной мере удовлетворяют перечисленным требованиям. Численные значения некоторых из названных свойств даны в табл. 7.1.

Вода (обычная) является наиболее распространенным теплоносителем, а также замедлителем в ядерных энергетических реакторах на тепловых нейтронах. Это наиболее изученное и наиболее распространенное вещество; последнее означает ее доступность и невысокую цену. Основное требование к воде как теплоносителю — ее чистота. Обессоленная вода слабо активируется и обладает невысокой коррозионной агрессивностью.

Недостатки обычной воды:

1)сравнительно низкая критическая температура и высокое критическое давление. Для получения температур 300—350 °С необходимо давление 8,5—16,5 МПа, что, в свою очередь, требует прочного тяжелого корпуса реактора, трубопроводов и другого оборудования. Все это приводит к удорожанию реакторной установки;

2)разложение под действием облучения с выделением водорода

икислорода (радиолиз воды);

94

Таблица 7.1

Характеристики теплоносителей

Примечание. Коэффициенты теплоотдачи α рассчитаны: для воды — при скорости 5 м/с и диаметре канала 10 мм; для пара — при скорости 78 м/с; для жидких металлов — при скорости 9 м/с (для тяжелых металлов — в числителе и при 5 м/с в знаменателе) и эквивалентном диаметре канала 6,25 мм; для газов — при скорости 100 м/с.

3)хорошая способность растворять газы, соли, другие вещества, что повышает коррозионную агрессивность;

4)относительно низкие плотности теплового потока при охлаждении без кипения (конвекцией);

5)заметная способность поглощать нейтроны, из-за чего приходится использовать обогащенное топливо (не менее 1 % обогащения

урана изотопом 235U).

Наилучшие замедляющие свойства при наименьшем поглощении нейтронов имеет тяжелая вода, но из-за высокой стоимости она не получила широкого применения.

Жидкометаллические теплоносители обладают целым рядом положительных свойств:

1)слабо поглощают и замедляют нейтроны;

2)имеют хорошие теплопередающие свойства (коэффициент теплопроводности на два порядка больше, чем у воды), обеспечивают восприятие удельных тепловых потоков, равных примерно

2,0 МВт/м2;

3) имеют высокие критические параметры (в первую очередь, критическую температуру), т.е. в большом диапазоне температур

95

находятся в жидком состоянии и могут работать при относительно низком давлении.

Перечисленные свойства обусловили применение жидкометаллических теплоносителей в реакторах на быстрых нейтронах. В основном используются натрий и сплав натрия с калием.

Основные преимущества натрия:

1)наибольший коэффициент теплоотдачи, что позволяет получить наибольшую температуру на выходе;

2)минимально возможные затраты мощности на циркуляцию, что позволяет повысить скорость и получить наименьшую объемную долю теплоносителя в активной зоне;

3)сравнительно невысокое коррозионное воздействие чистого натрия на конструкционные материалы;

4) сравнительно невысокая температура плавления (t = 98 °С).

пл

В то же время натрий (как и калий) требует специальных мер для сохранения его в чистом и в жидком состоянии в контуре реактора. Он обладает высокой химической активностью, в частности повышенной способностью к окислению, в результате чего образуются оксиды, которые могут выпадать на поверхности нагрева и в других частях циркуляционного контура. Также натрию присуща высокая

активация нейтронами: образуется 24Na с периодом полураспада 7 ч. С водой или водяным паром он вступает в бурную химическую

реакцию с выделением значительного количества теплоты: Na + H O = NaOH +1/2 H + 141 Дж/моль.

При избытке натрия (незначительная течь воды в натрий) параллельно идут реакции:

• распада щелочи — 2Na + NaOH = Na O + NaH;

2

• поглощения газообразного водорода — Na + 1/2 H = NaH.

2

Оксид Na О и гидроксид NaОН натрия коррозионно-активны.

2

Высокие температура (1000 °С и более) и давление (несколько мегапаскалей), которые могут достигаться в зоне реакции за короткое время, — условия для интенсивного разрушения труб парогенератора, в том числе и коррозионного, в результате которого масштабы взаимодействия натрия и воды будут расширены [4].

Несмотря на все недостатки, натрий считается лучшим теплоносителем для реакторов-размножителей (с коэффициентом воспроизводства ядерного горючего КВ > 1).

До сравнительно недавнего времени тяжелые жидкометаллические теплоносители (ТЖМТ) считались не подходящими для использования в реакторах. К такому выводу приводили следующие их свойства:

96

•высокая температура плавления;

•высокая плотность и сравнительно низкая теплоемкость (обусловливают повышенные расходы энергии на перекачку);

•повышенные эрозионное и вибрационное воздействия на элементы конструкции реактора и др.

Однако в связи с разработкой концепции реакторов с внутренне присущей (естественной) безопасностью (см. § 12.1) отношение к ТЖМТ изменилось. Так, при использовании в качестве теплоносителя свинца его ядерные, термодинамические, химические свойства позволяют обеспечить новые качества реакторной установки (см. § 12.1).

Возможность применения в реакторах органических теплоносителей (углеводородов-полифенилов) достаточно интенсивно изучалась в годы становления ядерной энергетики. Однако из-за радиационной и термической нестойкости (основной недостаток) они не используются.

Газовые теплоносители — углекислый газ, гелий — в определенных масштабах применяются в энергетических реакторах. Это обусловили следующие их достоинства:

•достаточная доступность;

•стабильность при воздействии высоких температур и радиации;

•слабая активация;

•относительно слабое взаимодействие с конструкционными материалами;

•независимость температуры от давления — главное преимущество по сравнению с водой (максимальная температура ограничивается только свойствами конструкционных материалов).

Существенным недостатком газов являются худшие по сравнению с другими теплоносителями теплопередающие свойства из-за малых значений плотности, объемной теплоемкости, теплопроводности (см. табл. 7.1). Газы также требуют существенно больших затрат энергии на перекачку их по реакторному контуру. Для улучшения тепловоспринимающей способности газов (для уменьшения теплообменной поверхности) и для снижения затрат на перекачку повышают давление газов. А это, в свою очередь, увеличивает расход металла и капиталовложения во все элементы оборудования и трубопроводы реакторного контура.

Наиболее перспективным из газовых теплоносителей является гелий. Это объясняется его сравнительно высокими теплопередающими свойствами и практически полной инертностью. Он наиболее полно удовлетворяет требованиям высокотемпературных реакторов

97

с температурой теплоносителя 1000 °С и более. В то же время гелию присущи и недостатки:

•высокая текучесть (обусловливает повышенные требования к герметичности оборудования);

•довольно сложная технология очистки;

•высокая стоимость.

Рассматриваются способы применения водяного пара как теплоносителя в ядерных реакторах, в том числе — на быстрых нейтронах.

Ведутся исследования по использованию диссоциирующих газов

и, в частности, четырехоксида азота N О . Этот газ способен диссо-

2 4

циировать при нагревании с большим поглощением теплоты:

Большое значение химической теплоты указанных реакций позволяет организовать достаточно интенсивный теплосъем при относительно небольших подогревах по температуре или при уменьшении

расхода. Коэффициент теплоотдачи N О может быть большим, чем

2 4

у гелия.

При охлаждении происходит обратная реакция — рекомбинация с выделением теплоты. Результатом может быть повышение давления пара и снижение термодинамических потерь в парогенераторе при уменьшении температурных напоров.

Основной недостаток четырехоксида азота — высокая токсичность. Его применение также требует повышенных расходов энергии на перекачку (из-за большей по сравнению с другими газами плотности).

7.3. Классификация атомных электростанций

Тип атомной электростанции определяется прежде всего типом ядерного реактора и важнейшими его характеристиками, приведенными на рис. 7.1. Как видно из рисунка, число контуров АЭС — наиболее важная характеристика при классификации — определяется видом используемого теплоносителя. От числа контуров зависит, в частности, количество оборудования в тепловой схеме станции. Отметим, что здесь рассматриваются только паротурбинные АЭС.

Кроме типа реактора и числа контуров другие классификационные характеристики следующие:

•конструктивные особенности реактора (канального или корпусного типа, со стержневыми или шаровыми твэлами, с естественной или принудительной циркуляцией);

•вид и параметры теплоносителей;

98

Число контуров АЭС

Рис. 7.1. Важнейшие для классификации атомной электростанции характери-

стики реактора

•вид замедлителя (графитовый, тяжеловодный или др.);

•параметры и частота вращения турбины.

Наиболее полная характеристика атомной электростанции объединяет все классификации. Например, Ленинградская АЭС — одноконтурная, с реактором канального типа на тепловых нейтронах с многократной принудительной циркуляцией рабочего тела и быстроходными турбинами на насыщенном паре.

Контрольные вопросы и задания

1.Что такое ядерное горючее и ядерное топливо?

2.От каких факторов зависит допустимая глубина выгорания топлива?

3.Как связаны между собой масса ядерного горючего и масса ядерного топлива, загружаемого в реактор?

4.Как связаны между собой масса ядерного топлива, загружаемого в реактор, и масса природного урана, необходимая для его производства?

5.Что нужно знать, чтобы рассчитать массу топлива, загружаемого в реак-

тор?

6.Определите годовую потребность в природном уране АЭС электриче-

28 МВт æсут/кг, обогащение топлива — 2 %, содержание 235U в природном уране — 0,71 %, в отвале — 0,3 %.

99

7.Объясните, почему каждая из названных четырех групп свойств является важной для выбора теплоносителя ядерного реактора.

8.Какие свойства делали нежелательным использование тяжелых жидкометаллических теплоносителей в ядерных реакторах?

9.Назовите недостатки воды как теплоносителя ядерного реактора.

10.Укажите основные преимущества гелия как газового теплоносителя.

11.Используя свойства свинца, приведенные в табл. 7.1, рассчитайте коэффициент теплоотдачи для скорости его движения 5 м/с в канале с эквивалентным диаметром 10 мм.

12.Почему число контуров является важнейшей характеристикой при классификации АЭС?

100