15

4. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

История атомной энергетики охватывает период чуть более полувека. Первая в мире АЭС была пущена в строй 27 июня 1954 года в СССР в городе Обнинске. В настоящее время в мире работает более 440 атомных электростанций. Главенствующее значение по доле выработки электроэнергии на АЭС занимает Франция (73%). По абсолютному производству электроэнергии на АЭС лидирует США. Установленная мощность АЭС США составляет 90 млн. кВт, России – более 22млн кВт.

Почти все АЭС России сконцентрированы в европейской части, где имеется серьезный дефицит органического топлива: Балаковская, Нововоронежская, Кольская, Ростовская, Калининская, Ленинградская, Курская и Белоярская. Лишь единственная атомная ТЭЦ расположена в Билибино Магаданской области. Крупнейшие из них (Балаковская, Ленинградская и Курская) имеют установленную мощность по 4000 МВт.

Ядерное горючее получают путем обогащения природного урана. Делящийся изотоп урана 235 составляет в руде всего 0,71%. Обогащенный уран (диоксид урана) направляется на завод, изготавливающий тепловыделяющие элементы (ТВЭлы). Из диоксида урана изготавливают цилиндрические таблетки диаметром около 9 мм и высотой 15-20 мм. Эти таблетки помещают в циркониевые трубки длиной почти 4 м. Это и есть ТВЭлы. Их собирают в тепловыделяющие сборки по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора.

Физический смысл ядерной реакции состоит в следующем: суммарная масса продуктов деления ядер и свободных нейтронов меньше исходной массы ядра и нейтрона на значение, соответствующее указанному энерговыделению. Такое явление, называемое дефектом массы, сопровождается выделением энергии. При делении одного грамма урана 235 выделяется энергия, эквивалентная сжиганию 2,7 тонн условного топлива.

Установлено, что при делении ядра урана, происходящего в результате попадания в ядро теплового нейтрона, возникают движущиеся с большой скоростью

16

осколки деления и два или три новых нейтрона, которые в результате следующих соударений приводят к делению других ядер, т.е. число участников реакции возрастает лавинообразно (см. рисунок 4.1). Это явление получило название цепной реакции (ЦР).

n

9939 Y

n 23592U

13553I

n

Рисунок 4.1.

Для управления ЦР в реакторах используются компенсирующие стержни из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов (обычно из карбида бора). Извлечение стержней из зоны, где протекает реакция, или, наоборот погружение в эту зону, соответственно усиливает или ослабляет реакцию, т.е. позволяет перейти на больший или меньший уровень тепловыделения, тем самым изменять мощность реактора. Для отвода тепла используется теплоноситель – химически очищенная вода.

Практически вся мировая энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из названия, их активная зона размещается в толстостенном цилиндрическом корпусе (см. рисунок 4.2).

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, в нем и теплоносителем и замедлителем нейтронов является вода. Размеры реактора ВВЭР – 1000 приведены на рисунке 4.2, вес корпуса с крышкой составляет 400 тонн, что очень затрудняет его изготовление и транспортировку. Это явилось основной причиной разработки принципиально новой конструкции реактора, позволяющей его транспортировать по частям и осуществлять сборку непосредственно на месте.

18

Альтернативой корпусным стали реакторы РБМК – реакторы большой мощности канального типа. Их строили только в СССР. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется небольшой реактор малого диаметра. Замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. В нижнюю часть реактора с помощью циркуляционного насоса подается вода и под давлением движется вверх, омывая пучки тепловыделяющих сборок. При этом вода нагревается до состояния кипения, и пар направляется на турбину, или в парогенератор (у двухконтурных АЭС).

Главное преимущество реакторов типа ВВЭР перед РБМК состоит в их большей безопасности. Это определяется тремя причинами:

1)реактор ВВЭР не имеет положительных обратных связей, т.е. при потере теплоносителя цепная реакция горения ядерного топлива затухает, а не разгоняется, как в РБМК;

2)активная зона ВВЭР не содержит горючего вещества (графита), которого в РБМК около двух тысяч тонн;

3)реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивности даже при разрушении корпуса.

В1979 г. на АЭС «Три Майл Айленд» (США) произошла авария с расплавлением активной зоны реактора корпусного типа. Его защитная оболочка не допустила значительных выбросов радиоактивности за пределы АЭС.

Вэнергетике СССР реакторы типа РБМК получили широкое распространение, но после аварии на Чернобыльской АЭС их выпуск полностью прекращен. Выполнить единый защитный колпак для РБМК невозможно из-за большой разветвленности труб реакторного контура. Сейчас Россия производит только усовершенствованные высоконадежные корпусные реакторы типа ВВЭР.

Реакторы типа ВВЭР используются для строительства двухконтурных АЭС. Первый контур расположен в реакторном отделении. Известно, что температура кипения находится в прямой зависимости от давления. На выходе из реактора вода имеет температуру 322 градуса, но при давлении 160 атмосфер она не кипит. При таком давлении для образования пара необходима температура 346 градусов.