Зорин В.М. Атомные электростанции. Вводный курс

можно не уделять внимания. Совершенствование достигнутых технологий захоронения требуется, но это вопросы другой дисциплины; 5) сбросы в ливневую канализацию жидких отходов, в которых при нормальной работе атомной электростанции и в случае проектных аварий не могут содержаться радиоактивные вещества в

сколько-нибудь заметных количествах; 4) выбросы в атмосферу вентиляционного воздуха, которые

также практически не оказывают воздействия на окружающую среду при нормальной работе станции, так как содержание в них радиоактивных веществ на несколько порядков меньше по сравнению с допустимыми выбросами (ДВ) [8]. Эти выбросы оказывают несравненно меньшее воздействие на людей, чем, например, то, которому они подвергались, когда проводились испытания ядерного оружия в атмосфере, или которому они подвергаются при медицинских обследованиях с применением радиологической аппаратуры.

В вентиляционных выбросах атомных электростанций отсутствуют парниковые газы (СО2 и др.), оксиды азота, серы, зола, кото-

рые в значительных количествах поступают в атмосферу от тепловых электростанций, сжигающих органическое топливо. В настоящее время установлено, что вредные примеси в выбросах ТЭС оказывают отрицательное воздействие на биосферу в радиусе 20… 50 км от месторасположения электростанции. В глобальном масштабе особое значение придается диоксиду углерода (СО2), дальней-

шее возрастание содержания которого в атмосфере может повлиять на изменение климата.

Кроме того, в отношении к долгоживущим радионуклидам обстановка в воздушном бассейне в районе тепловой электростанции, работающей на мазуте и, особенно на угле, может быть заметно хуже, чем для атомной электростанции, так как в атмосферу вместе с

золой выбрасываются радиоактивные изотопы радия (226Ra, 228Ra).1) Характеристики радиоактивных выбросов атомной электростанции даны в табл. 4.1.

Напомним некоторые определения.

Радиоактивность — это самопроизвольное превращение одних ядер в другие, сопровождающееся испусканием ядерных излучений. Известны четыре типа радиоактивности: α-распад, β-распад, спонтанное деление атомных ядер, протонная радиоактивность. Число распадов ядер в единицу времени называется активностью вещества

1)См. также статью Крылова Д.А. «Радиационная опасность для населения и производственного персонала от угольных ТЭС» // Теплоэнергетика, 2009. № 7.

42

Таблица 4.1

Допустимые нормализованные выбросы на 1000 МВт номинальной электрической мощности и среднегодовая доза облучения населения в районе АЭС с блоком ВВЭР-1000 [7, разд. 11]

*) Применяется для расчета допустимого выброса для АЭС мощностью не более 6000 МВт, при превышении которой допустимый выброс не должен увеличиваться.

(источника). В международной системе единиц (СИ) единица измерения активности — беккерель: 1 Бк = 1 с–1. Внесистемной единицей

является кюри: 1 Ки = 3,7æ1010 Бк.

Доза поглощенного излучения измеряется энергией любого вида, поглощенной единицей массы вещества: 1 Дж/кг = 1 Гр (грей). В эквивалентной дозе учитываются взвешивающие коэффициенты WR для

каждого вида излучения; единица измерения — зиверт: 1 Зв = 1 Гр/WR.

Предел годовой эквивалентной дозы — это значение эквивалентной дозы техногенного излучения, при которой не возникают однозначно определяемые последствия у группы людей. Допустимый выброс — выброс радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, не приводящий к превышению предела дозы, установленного для населения вблизи атомной электростанции.

Из табл. 4.1 видно, что фактическая доза облучения в районе атомной электростанции на несколько порядков меньше проектной, рассчитанной по допустимому выбросу. Показательны также данные Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору: в 2005 г. газоаэрозольные выбросы АЭС были ниже допустимых выбросов (ДВ) и не превышали уровней, установленных санитарными правилами СПАС-03. Ниже приведены лишь наибольшие значения радиоактивности по компонентам выбросов из измеренных на всех десяти АЭС России, ТБк (% от ДВ):

—по инертным радиоактивным газам (ИРГ) — 409 (20,5 %, Билибинская АЭС);

—I-131 — 1,7 (9,4 %, Нововоронежская АЭС);

—Co-60 — 0,25 (10,1 %, Смоленская АЭС);

—Cs-134 — 0,05 (4,6 % Ленинградская АЭС);

—Cs-137 — 0,14 (7 %, Нововоронежская АЭС).

43

Значения по компонентам выбросов на других АЭС были существенно ниже приведенных наибольших.

Заметно меньше допустимых сбросов (ДС) было поступление радионуклидов в водоемы (на большинстве АЭС на 1—2 порядка меньше ДС). На порядки ниже и вероятная доза облучения, т.е. нормальная работа атомной электростанции практически не оказывает влияния на население района расположения электростанции.

О «вкладе» атомной электростанции в получаемую людьми дозу излучения можно судить и по такому факту. Если для условий США, где примерно 20 % электроэнергии производится на атомных электростанциях, принять среднюю дозу облучения человека за 100 % (сюда входит естественная радиация, медицинские процедуры и другие источники), то «вклад» атомной электростанции в эту дозу для ее персонала составит менее 1 %, а для населения — существенно меньше.

Наиболее опасное воздействие атомной электростанции на окружающую среду возможно при авариях, связанных с выходом радиоактивности как за предусмотренные проектом границы (барьеры) ее локализации, так и за пределы электростанции. Именно это возможное воздействие, аварии на ряде АЭС с выбросом радиоактивности в значительных масштабах, остро поставили вопрос о безопасности АЭС и о критериях этой безопасности, о которых говорилось ранее.

Не менее остро в настоящее время стоит задача снижения эмиссии (выбросов в атмосферу) парниковых газов в условиях, когда значительное повышение спроса на энергию — объективная реальность. Ядерная энергетика вносит существенный вклад в удовлетворение мировой потребности в электричестве и способствует снижению выбросов парниковых газов. Примером в этом отношении может служить Франция, где реализуется передовая программа развития ядерной энергетики (75 % электроэнергии вырабатывается атомными электростанциями) и где выбросы парниковых газов на душу населения значительно ниже, чем в других промышленно-развитых странах.

Если существующие в мире 440 энергетических реакторов заменить равными по мощности углесжигающими электростанциями, то в атмосферу Земли ежегодно будут поступать дополнительно примерно 2500 млн т СО2 и миллионы тонн сопутствующих оксидов

серы и азота, не говоря о зольных выбросах. Это может привести к очень тяжелым последствиям, в том числе — для самочувствия и здоровья людей [3, 1997. Т. 39. № 1].

Вывод ведущих мировых экспертов заключается в том, что ядерная энергетика наносит наименьший ущерб и практически не дает

44

вредных выбросов в атмосферу по сравнению с другими видами энергопроизводства, и этот вывод — еще один веский довод в пользу необходимости ядерной энергетики.

В качестве заключения к вопросу о воздействии АЭС на окружающую среду приведем выдержки из выступления заместителя генерального директора Международного агентства по атомной энергии 20.11.2000 г. [3, 2000. Т. 42, № 4] на VI Конференции участников Рамочной конвенции ООН об изменении климата (КС-6):

•ядерная энергетика не наносит климату никакого вреда;

•ядерная энергетика может быть небезопасной, малоэкономичной или быть связанной с производством оружия. В то же время нужно иметь в виду следующее:

— технические эксперты приходят к выводу, что большинство ядерных реакторов безопасны, а те, которые не отвечают требованиям безопасности, постепенно выводятся из эксплуатации или совершенствуются (например, изменения, внесенные в конструкцию реактора РБМК и в систему его управления, кардинальным образом повысили надежность и безопасность его работы);

— в области затрат наиболее компетентны инвесторы, которые могут сказать, какие технологии будут экономически привлекательными (см. пример прогноза развития энергетики мира на стр. 12, 13);

— что касается проблемы нераспространения, то здесь имеется надежный, почти универсальный договор о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО), а также дополнительный протокол, число сторон которого постоянно растет, что укрепляет соглашения о гарантиях;

•ядерная энергетика — это постоянно совершенствуемая сфера деятельности, и в настоящее время ведутся работы по созданию нового поколения реакторов, которые безопасны по конструкции, не создают проблем, связанных с распространением ядерного оружия и экономически конкурентоспособны (в качестве иллюстрации здесь назовем разработки реактора БРЕСТ).

Опасности возможного радиоактивного загрязнения окружающей среды, несанкционированного использования радиоактивных материалов связаны не только с работой атомной электростанции, но и с

еевнешним топливным циклом, который влияет также и на стоимость вырабатываемой электроэнергии через стоимость ядерного топлива.

Кпредприятиям внешнего топливного цикла относятся (см. рис. 4.1): шахты по добыче урановой руды, заводы по обогащению

урана делящимся изотопом (235U), по изготовлению топливных изделий (тепловыделяющих элементов — твэлов), по химической регенерации отработавшего топлива и некоторые другие производства.

45

Внешний топливный цикл здесь не рассматривается. В то же время отметим, что переход к внутреннему топливному циклу с ограниченной переработкой ядерного топлива на оборудовании, размещенном на территории атомной электростанции, существенно упрощает решение уже упоминавшихся проблем.

Контрольные вопросы и задания

1.Какое наиболее существенное воздействие на окружающую среду оказывает работающая атомная электростанция?

2.Что такое допустимый выброс атомной электростанции?

3.В чем заключаются основные различия в воздействии на окружающую среду работающих ТЭС и АЭС?

4.Что такое внешний топливный цикл атомной электростанции?

5.Насколько больше теплоты будет отводиться от АЭС по сравнению с ТЭС, если их электрические мощности одинаковы, а коэффициенты полезного действия равны 0,32 для АЭС и 0,40 для ТЭС?

46

Глава 5

РЕАКТОР КАК ИСТОЧНИК ТЕПЛОТЫ НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

Источником теплоты на тепловой электростанции является органическое топливо. Органическое топливо — это ископаемые угли, газ, мазут, древесина, биоотходы. Его расход часто пересчитывают на условное топливо (у.т.) с удельной теплотой сгорания, равной 29,3 МДж/кг (29 300 МДж/т).

На тепловых электростанциях теплота выделяется в реакциях деления ядер ядерного горючего. Процесс получения теплоты организуется и управляется в специальном аппарате — ядерном реакторе. Применяются следующие термины, относящиеся к ядерному топливу:

ядерное горючее — это нечетные изотопы тяжелых химических элементов (урана, плутония), в наибольшей степени подверженные реак-

ции деления при облучении нейтронным потоком (235U, 239Pu и др.); тяжелые ядра ядерного топлива — это совокупность ядер всех

изотопов тяжелых элементов, входящих в состав ядерного топлива; ядерное топливо — это химический элемент или химическое

соединение, используемое для загрузки в ядерный реактор. Так, тяжелые элементы могут использоваться в чистом — металлическом виде, а также в виде оксидов, нитридов, карбидов и т.п. На атомных электростанциях наиболее широко применяется диоксидное урановое топливо UO2. В последнее время проявляется практический

интерес к нитридному уран-плутониевому топливу (UN + PuN); топливное изделие — это техническое изделие с ядерным топли-

вом для установки в ядерный реактор. Имеются в виду тепловыделяющие элементы (твэлы) — стержневые, шаровые — различного конструктивного оформления.

5.1. Определение массы топлива для загрузки реактора

Одной из важных задач, решаемых при проектировании ядерного реактора, при оптимизации топливного цикла, при определении экономических показателей атомных электростанциях, является расчет расхода ядерного топлива на загрузку реактора или на единицу вырабатываемой электрической мощности.

47

Выделение энергии в ядерных реакциях соответствует принципу эквивалентности массы и энергии (уравнение Эйнштейна):

Е = Мс2,

где E — изменение энергии системы, пропорциональное измене-

нию ее массы М; с — скорость света (с = 299,8æ106 м/с).

Для удовлетворительной точности расчета по этому уравнению необходима высокая точность определения М в той или иной реакции деления. Это объясняется тем, что энергия, выделившаяся при одной реакции деления, эквивалентна уменьшению массы системы «исходное ядро + нейтрон» (равной 236 а.е.м., если исходное ядро — 235U) на 0,355æ10–24 г или на 0,214 а.е.м., т.е. менее, чем на 0,1 % (а.е.м. — атомная единица массы).

Выполненные многочисленные расчеты для различных реакций деления, а также экспериментальные исследования показали, что при одном акте деления выделяется энергия, равная (примерно):

qдел ≈ 200 МэВ = 0,32æ10–10 Дж.

Если в активной зоне реактора объемом V равномерно распределены делящиеся ядра, например 235U, в количестве N5æV (N5 —

число ядер ядерного горючего в единице объема), то число делений в единицу времени равно

nдел = Σf5ΦсрV,

где Φср — средняя по активной зоне плотность нейтронного потока; Σf 5 = σf 5æN5 — усредненное по спектру нейтронов макроскопическое сечение деления; σf 5 — усредненное микроскопическое сечение деления. Для мощности такого реактора можно записать, Вт:

Последнее выражение связывает между собой тепловую мощность с физическими характеристиками активной зоны. В частности, можно видеть, что, так как число N5 с течением времени убывает, то

для поддержания мощности реактора постоянной необходимо увеличивать Φср. Отсюда следует необходимость специальных решений

таких, как применение выгорающих поглотителей нейтронов, компенсирующих стержней и др.

Чтобы определить тепловую энергию, которая выделится при делении всех ядер, содержащихся в 1 г ядерного горючего, нужно разделить число Авогадро на относительную атомную массу (выраженную в а.е.м.) соответствующего элемента. Число Авогадро (NA =

48

= 6,022æ1023 1/моль) равно числу атомов углерода, содержащихся в

12 г (в одном моле) 12С. Один моль — это масса вещества в граммах, численно равная атомной или молекулярной (или другого структурного элемента) массе данного вещества. Расчетом получено, что в 1 г

235U (его относительная атомная масса равна примерно 235) содержится n5 = 2,562æ1021 ядер. При делении всех этих ядер выделится энергия:

q1 = qдел n5 = 5,124æ1023 МэВ/г = 82096 МДж/г = = 22,8 МВтæч/г = 0,9502 МВтæсут/г.

Из приведенных цифр следует, что теплота, выделившаяся при

делении 1г 235U, эквивалентна теплоте при сжигании 2,8 т у.т. (82096 МДж/г /29300 МДж/т).

Энергетическая характеристика топлива (любого) — это максимально возможное энерговыделение, отнесенное к единице массы. Такой характеристикой для ядерного топлива является удельная энерговыработка, т.е. теплота, которая может быть выделена единицей массы тяжелых ядер топлива при данном его изотопном составе за все время его использования в реакторе (от загрузки до выгрузки). Удельную энерговыработку ядерного топлива или глубину выгорания В часто измеряют в мегаватт-сутках на килограмм тяжелых ядер (МВтæсут/кг). Требуемая для загрузки реактора масса тяжелых ядер топлива может быть определена, если известны его тепловая мощность Qр, МВт, эффективное время пребывания топлива в реакторе

(кампания топлива) Тк, сутки, и средняя глубина выгорания В:

Для расчета полной массы нужно знать вид загружаемого топлива (оксид, нитрид тяжелых элементов или др.). Время Тк и календарное

число суток Т связаны между собой: Тк = μустТ, где μуст — коэффициент использования установленной мощности.

Глубина выгорания в выгружаемых топливных изделиях может быть различной в зависимости от интегрального значения плотности нейтронного потока в изделии за время пребывания в реакторе. Средняя по активной зоне глубина выгорания топлива определяется способом выравнивания нейтронного потока, в том числе, и особенностями его реализации при эксплуатации. Максимальная глубина выгорания не должна превосходить допустимое значение Вдоп.

49

Допустимая энерговыработка или глубина выгорания, которую тепловыделяющие элементы могут выдержать без разрушения, определяется их конструкцией, примененными материалами и условиями работы в реакторе. При делении тяжелых ядер они замещаются удвоенным количеством ядер осколков деления, что приводит к так называемому твердому распуханию топлива. Газообразные продукты деления вызывают газовое распухание топлива и повышение давления под оболочкой твэла. Значения допустимых глубин выгорания в настоящее время принимаются 10…150 МВтæсут/кг в зависимости от типа реактора.

Таким образом, применяемая в расчетах средняя глубина выгорания В зависит от ряда факторов, включая опыт проектирования и эксплуатации реактора, и обосновывается надежностью работы твэлов: для металлического урана В = 5…5,5 МВтæсут/кг; для ВВЭР (топливо — UO2) В = 40 МВтæсут/кг; для реакторов на быстрых нейтро-

нах со специально сконструированными твэлами В = 100 МВтæсут/кг. По данным о состоянии топлива и оболочек твэлов, полученных в специальных исследованиях, как Вдоп, так и принимаемая в расчетах

средняя глубина выгорания, могут быть увеличены.

Если известны установленная мощность атомной электростанции Nэ и коэффициент полезного действия преобразования энергии

брутто ηАЭС, то тепловая мощность реактора может быть рассчитана по формуле:

Удельная загрузка тяжелых ядер топлива определяется следующим образом:

Глубину выгорания иногда рассчитывают в килограммах (граммах) выгоревших тяжелых ядер на тонну (килограмм) загруженных.

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

50