Атомные электрические станции
10 Атомные электрические станции
10.1 Основные понятия о ядерной энергетике
Первая в мире атомная электростанция была введена 27 июня 1954 г. в Советском Союзе в г.Обнинске. За четверть века атомная энергетика прошла путь от первой АЭС мощностью 5 МВт до крупнейших атомных электростанций с энергоблоками единичной мощностью по 1000 МВт.
Главная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой «калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связанные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.
Атомные электростанции имеют большое преимущество перед тепловыми в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выбросов золы, вредных сернистых газов и окислов азота. В связи с истощением запасов органического топлива атомные электростанции представляют пока единственный реальный путь обеспечения быстро растущих потребностей человечества в электроэнергии.
Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую очередь природе открытого в 1932 г. нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они не долговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 мин, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.
По значению энергии нейтронов Еп их подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые. Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающейся при тепловом равновесии со средой.
Современная ядерная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235 или получаемых искусственным путем изотопа урана-233 и плутония-239, которые принято ядерным топливом. Природный уран содержит 99,28% урана-238, 0,71% урана-235 и 0,006% урана-233. Уран-238 и торий, которые используют для получения искусственным путем делящихся веществ, называют ядерным сырьем.
Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов состоит в том, что при присоединении нейтрона к ядру образуется возбужденное ядро, которое может оказаться столь неустойчивым, что распадается на два осколка - ядра более легких элементов - с испусканием двух или трех новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Отношение числа нейтронов некоторого поколения к соответствующему числу нейтронов поколения, непосредственно ему предшествующему, называется коэффициентом размножения К. Каждый из допускаемых при делении ядер нейтронов обладает значительной энергией, достаточной для деления всех изотопов урана (235, 233, 238). Однако если энергию нейтронов уменьшить в 6-8 раз, то такие тепловые нейтроны с еще большей вероятностью будут делить ядра урана 233, 235 и плутония-239 (рис.10.1). В то же время тепловые нейтроны не способны вызвать деление ядер урана-238 и тория-232.
Рекомендуемые материалы
Рисунок 10.1 – Схема реакции деления ядер урана
Осколки деления - это изотопы элементов, расположенных в средней части периодической системы Менделеева. Энергия, выделяющаяся при делении ядра урана-235, представляет собой кинетическую энергию осколков, которая в результате их многократного столкновения с соседними атомами переходит в тепловую энергию.
На атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерном энергетическом реакторе. По энергии нейтронов, производящих деление ядер, различают реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах. В настоящее время в ядерной энергетике наиболее освоены и широко используются реакторы первого типа. В них деление происходит в основном под действием тепловых нейтронов.
В реакторах на тепловых нейтронах рождающиеся при делении ядер быстрые нейтроны вначале замедляются. Замедление происходит в результате упругих столкновений нейтронов с ядрами замедлителя, причем передача энергии от нейтрона к ядру тем больше, чем ближе значения их масс.
Наиболее сильно замедляет нейтроны обычная вода (Н2О), поскольку массы атомов водорода и нейтрона одинаковы; менее сильно - тяжелая вода, в которой масса дейтерия в 2 раза больше массы нейтрона. Еще слабее замедляет нейтроны графит, так как масса ядер углерода в 12 раз больше массы нейтрона. Однако обычная вода заметно поглощает нейтроны, поэтому реакторы с замедлителем Н2О могут работать лишь на обогащенном уране, т.е. на уране с повышенным по отношению к природному содержанием изотопа уран-235, реакторы же с тяжелой водой работают на природном уране без обогащения.
Рисунок 10.2 - Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах: 1 - тепловыделяющие элементы; 2- замедлитель; 3- отражатель; 4- корпус реактора; 5- бетонная защита; 6 - вход теплоносителя; 7 - компенсирующие стержни; 8 - выход теплоносителя
Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рис.10.2) являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, образующие так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионностойкую защитную трубку - оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Ядерное топливо для энергетических реакторов используется в виде двуокиси урана UO2; она химически инертна, обладает высокой температурной и радиационной стойкостью. Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющий, таким образом, теплосъем из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону. Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных излучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Бетон содержит до 10% (по массе) физически связанных молекул воды; он замедляет быстрые нейтроны, а затем поглощает их. Роль защиты в реакторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Между корпусом и биологической защитой предусматривается слой тепловой защиты для восприятия радиационных тепловыделений. Толщина бетонной защиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоактивные излучения не превышали специально установленных норм. В этом случае они не опасны, как не опасны слабые радиоактивные излучения, приходящие на землю из космоса.
Около 40% всех рожденных при делении ядер и нейтронов полезно поглощается другими ядрами и не менее 50% неизбежно поглощается в инертном уране-238, в замедлителе, теплоносителе конструкционных материалов, расположенных в активной зоне, поэтому на утечку наружу может приходиться не более 10% общего числа рожденных нейтронов. Если объем активной зоны относительно мал, то утечка нейтронов превышает «допустимую» и самоподдерживающаяся реакция деления ядер не происходит. С ростом объема активной зоны утечка нейтронов относительно уменьшается. При вполне определенном ее объеме когда достигается вышеназванный баланс нейтронов, начинается самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана-235. Этот объем называется критическим, а соответствующая ему масса топлива - критической массой. Однако реактор с загрузкой, равной критической, длительно работать не может, поскольку в процессе работы топливо выгорает, т.е. уменьшается количество урана-235. Поэтому в действительности загрузка реактора в несколько десятков раз превышает критическую, но при этом для обеспечения требуемого баланса нейтронов в активную зону реактора вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. Такие стержни называются компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную загрузку топлива или, по специальной терминологии, избыточную реактивность реактора. При работе реактора по мере выгорания топлива компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны и, таким образом, реактор непрерывно поддерживается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т.е. для поддержания ее на заданном уровне.
Мощность реактора определяется числом делений ядер в единицу времени: мощности 1 Вт соответствует 3,2 1010 дел/с. В 1 кг урана-235 содержится 2,563∙1024 ядер и при полном его делении высвобождается 22.2-106 кВт·ч энергии.
Меняя положение регулирующего стержня в активной зоне, обеспечивают требуемое изменение потока нейтронов и тем самым регулирование числа делений в единицу времени, а следовательно, и мощность реактора. Управлять цепной реакцией деления позволяют запаздывающие нейтроны, благодаря которым среднее время жизни поколения нейтронов в целом составляет около 0,1 с; при их отсутствии оно составляло бы 0,001 с. Соответственно при наличии запаздывающих нейтронов предельно малое перемещение регулирующих стержней изменяет мощность реактора за 1 с лишь на 0,1%, в то время как при отсутствии запаздывающих нейтронов она изменится за то же время на 10%. Такое изменение столь значительно, что без запаздывающих нейтронов управлять реактором было бы невозможно.
В реакторе нейтроны деления могут захватываться изотопом уран-238 и с последующим образованием плутоний-239, который наряду с ураном-235 может служить делящимся материалом. Аналогично при захвате нейтрона торий-232 образуется новый делящийся материал уран-233.
Современная атомная энергетика базируется на реакторах на тепловых нейтронах, работающих в основном на уране-235. Однако его природные запасы невелики и не могут обеспечить атомную энергетику топливом на длительное время. Поэтому, рассматривая обеспеченность человечества ядерным горючим, необходимо иметь в виду возможность воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в зависимости от типа ядерного реактора на быстрых нейтронах может достигать 1,4-1,7, а это значит, что, «сгорая», 1 кг плутония не только восстанавливается, но и дает дополнительно 0,4-0,7 кг плутония.
10.2 Тепловые схемы атомных электростанций и типы реакторов
Тепловая схема АЭС может быть одно-, двух- и трехконтурной (рис.9.3). Одноконтурные и двухконтурные схемы применяют на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, трехконтурные - на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
Рисунок 10.3 - Схемы атомных электростанций: а- одноконтурная; б - двухконтурная; в - частично двухконтурная; г- трехконтурная; 1- реактор; 2 - паровая турбина; 3 - генератор; 4 - конденсатор; 5- циркуляционный насос; 6 - парогенератор; 7 - питательный насос; 8 - барабан-сепаратор; 9- промежуточный теплообменник; 10 - насос
В одноконтурной схеме (рис.10.3а) пар вырабатывается непосредственно в реакторе и поступает в паровую турбину, вал которой соединен с валом генератора. Отработавший в турбине пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается в реактор. Таким образом, в этой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его эксплуатацию.
В двухконтурной схеме (рис.10.3б) теплоноситель и рабочее тело движутся по самостоятельным контурам (соответственно первому и второму), общим элементом которых является парогенератор. Нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (теплообменник), отдает теплоту рабочему телу и циркуляционным насосом снова возвращается в реактор. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу, затем конденсируется в конденсаторе, а конденсат питательным насосом подается в парогенератор. Таким образом, радиоактивный контур теплоносителя включает не все оборудование станции, а лишь его часть. Достоинство одноконтурных схем по сравнению с двухконтурными состоит в их простоте и большей тепловой экономичности.
В трехконтурных схемах (рис.10.3г) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточньй теплообменник, отдает в нем теплоту нерадиоактивному теплоносителю второго (промежуточного) контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор. Теплоносителем второго контура также является натрий, он отдает теплоту в парогенераторе рабочему телу - воде; полученный в парогенераторе пар поступает в паровую турбину.
Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к увеличению капитальных затрат на 15-20%, однако повышает надежность и безопасность работы станции.
Рекомендуем посмотреть лекцию "5 Равновесие между вооружением и моралью".
Одна из главных особенностей одноконтурных реакторов - возможность перегрузки топлива на работающем реакторе без снижения его мощности. Благодаря тому что активная зона канального реактора представляет собой набор идентичных элементов (каналов), можно увеличением числа этих каналов создать зону практически любой необходимой мощности. Достоинством канальных реакторов также является возможность их изготовления на общемашиностроительных заводах.
Главный их недостаток - разветвленность и громоздкость контура циркуляции, что требует поиска новых конструкторских решений, позволяющих сократить и упростить этот контур.
К числу наиболее освоенных относятся водо-водяные реакторы. В них замедлителем нейтронов и теплоносителем является обыкновенная вода.
Водо-водяные реакторы представляют собой толстостенный цилиндрический стальной корпус, в котором устанавливается шахта с днищем (внутрикорпусное устройство); внутри шахты размещена активная зона. В активной зоне расположен набор тепловыделяющих кассет-сборок. Создаваемый циркуляционными насосами поток воды поступает в корпус через входные патрубки, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусными устройствами в нижний смесительный объем, затем через распределительную решетку - в активную зону. Из активной зоны вода поступает в верхнюю смесительную камеру и через выходные патрубки выходит из корпуса. Вода отводит выделяющуюся в активной зоне теплоту и передает ее в парогенераторах воде второго контура, которая превращается а пар.
Давление в первом контуре примерно 16 МПа; во втором контуре в парогенераторе вырабатывается насыщенный пар давлением примерно 6,4 МПа и температурой 278,50С. Для обеспечения максимальной безопасности установки все оборудование, содержащее активный теплоноситель под давлением, размешено в защитной оболочке.
Большие перспективы имеет использование атомной энергии в транспортных установках, особенно на океанских силовых установках, на крупных морских судах.
