Приложение е Краткая характеристика работы атомной электростанции

Атомная станция — промышленное пред­приятие для производства определенных видов энергии, использующее для этой це­ли ядерный реактор (реакторы) и комплекс систем, оборудования и сооружений с не­обходимым персоналом. АЭС  это атом­ная станция, предназначенная для произ­водства электрической энергии. В ядерном реакторе почти вся энергия, высвобождае­мая при делении ядер, превращается в теп­ловую энергию, преобразующуюся затем в электрическую. Процессы, осуществляемые на АЭС, являются частью ядерного топливного цикла.

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ)  это совокупность технологических операций, включающих добычу урановой руды, изго­товление уранового концентрата (в форме октооксида урана (III) U₃О₈ или диураната натрия Nа₂U₂О₇); конверсию (производство гексафторида урана UF₆ и его обогащение ураном-235); изготовление топлива для ядер­ных реакторов; его сжигание в реакторах с целью производства тепловой и электро­энергии; переработку отработанного ядерно­го топлива (ОЯТ) и обращение с радиоактив­ными отходами.

Различают два вида ЯТЦ  открытый (разомкнутый) и закрытый (замкнутый). В замкнутом ЯТЦ в отличие от разомкнутого на радиохимических предприятиях осущест­вляется переработка (репроцессинг) ОЯТ с целью возврата в цикл невыгоревшего ура-на-235, почти всей массы урана-238, а также изотопов энергетического плутония, об­разовавшихся при работе ядерных реакторов гражданского и военного назначения. Схема закрытого ЯТЦ представлена на рисунке Е.1.

Рисунок Е.1  Схема закрытого ЯТЦ

Реакторы. Ядерный реактор  это устройство, в котором осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Центральная область ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, где в основ­ном и протекает цепная реакция, называется активной зоной. Здесь происходит цепная реакция деления и выделяется основная до­ля тепловой энергии. Активная зона, как правило, окружа­ется отражателем — слоем материала (вода, уран, графит), эффективно возвращающего нейтроны, тем самым уменьшая их утечку из реактора, что приводит к сокращению размеров активной зоны и уменьшению за­грузки ядерного реактора делящимся материалом.

В качестве ядерного топли­ва используют делящиеся изотопы уран-235, уран-233, плутоний-239. Ядерное топливо в составе специальных конструкций помещают в замедлитель - вещество, при взаимодействии с которым нейтроны быстро теряют энергию (замедляются), т.е. образуются т. н. тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии со средой, в которой происходит замедление. В качестве замедлителя чаще всего используется вода или графит - соответственно этому реакторы называют водными или графитовыми. Сталкиваясь с атомами замедлителя, нейтрон отдаёт им свою энергию, и его скорость падает. Такие медленные нейтроны, выйдя из слоя замедлителя, потом очень эффективно разваливают ядра урана на осколки.

Важной частью ядерного реактора явля­ется тепловыделяющий элемент (твэл) — некоторое количество ядерного топлива в одной оболочке. Простейший твэл представ­ляет собой блок (стержень, трубка, пласти­на) из делящегося материала (уран, диок­сид урана), заключенного в герметичную оболочку из алюминия, циркония, нержаве­ющей стали. Материал оболочки твэла не должен сильно поглощать нейтроны. Во многих реакторах твэлы объединяют в сбор­ки или кассеты.

Тепло, генерируемое в твэлах, доставляется к парогенераторам или теплообменникам с помощью теплоносите­ля, циркулирующего через активную зону. В качестве теплоносителя применяют газы, обычную или тяжелую воду, жидкие метал­лы (например, натрий), органические жидкости. Теплоноситель омывает снаружи разогретые герметичные конструкции, внутри которых происходит реакция деления. В результате этого теплоноситель нагревается и, перемещаясь по специальным трубам, переносит энергию (в виде собственного тепла). Нагретый теплоноситель используется для создания пара, который под высоким давлением подается на турбину. В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.

Герметичные оболочки твэлов предохраняют теплоноситель от загрязнения его радиоактивными продуктами деления ядер тяжелых элемен­тов. Проходя через активную зону, тепло­носитель не только нагревается, но и под­вергается облучению мощным потоком ней­тронов, в результате чего приобретает на­веденную активность. Это обстоятельство необходимо учитывать при конструирова­нии и эксплуатации ядерных реакторов.

Наиболее значимой является классифи­кация ядерных реакторов по назначению. Выделяют две большие группы:

1. ядерные реакторы, использующиеся в качестве источников тепловой энергии (энергетические);

2. ядерные реакторы, использующиеся для получения различных видов излучения.

Основные типы энергетических ядерных реакторов:

электроэнергетические ядерные реакто­ры АЭС (используются для выработки теп­ловой энергии, преобразующейся с по­мощью турбогенераторов в электрическую);

электроэнергетические (термоэлектри­ческие или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразова­нием тепловой энергии в электрическую);

высокотемпературные теплоэнергети­ческие ядерные реакторы (производят вы­сокопотенциальную тепловую энергию, не­посредственно используемую в химичес­кой или металлургической промышленнос­ти для осуществления различных химичес­ких реакций или получения энергоносите­лей, например, водорода);

теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофика­ции).

Ядерные реакторы подразделяются на различные типы не только по назначению, но и по физическим, техническим и эксплу­атационным признакам.

По физическим признакам различают реакторы на тепловых и быстрых нейтро­нах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы-размножители.

Техническая классификация проводится, как правило, по следующим признакам:

вид теплоносителя и замедлителя (водо-водяные тепловые ядерные реакторы с тяжеловодным или графитовым замедлите­лем, реакторы на быстрых нейтронах с нат­риевым или гелиевым теплоносителем, ре­акторы с органическим теплоносителем и замедлителем и т. д.);

агрегатное состояние водного теплоноси­теля (водо-водяные энергетические реакто­ры с водой под давлением, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах);

элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канально-корпусные ядерные реакторы);

число контуров теплоносителя (реакторы одноконтурные, с прямым паро- или газо­турбинным циклом, двухконтурные с паро­генератором и трехконтурные — с промежу­точным контуром, отделяющим первый ре­акторный контур от паросилового контура);

структура и форма активной зоны (гете­рогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, па­раллелепипеда или сферы);

возможность перемещения (стационар­ные, транспортные или транспортабельные ядерные реакторы);

время действия (ядерные реакторы не­прерывного действия, импульсные, преры­вистого действия).

В России основными являются АЭС с водо-водяными реакторами с водой под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа.