Атомные электрические станции

       Здравствуйте! Использование атомной (ядерной) энергии в мирных целях для выработки электричества  и тепла является важным этапом в развитии энергетики, ставящим ее на более высокий технический уровень. Применение атомной энергии расширяет энергетические ресурсы.

     Отличие атомной электростанции (АЭС) от тепловой состоит прежде всего в роде применяемого топлива и принципиально ином методе высвобождения его энергии. Так, если на тепловой станции используется энергия, выделяемая при сжигании органического топлива, то на атомной — энергия расщепления ядерного горючего. При сгорании 1 кг каменного угля выделяется около 27 тыс. кДж, а при делении ядер, содержащихся в 1 кг урана U235, высвобождается 83 млрд. кДж, т. е. в 3 млн. раз больше.

     Указанная энергия расщепленного урана эквивалентна 3000 тн каменного угля.Промышленное использование атомной энергии стало возможным благодаря осуществлению искусственно регулируемого процесса расщепления ядер. Расщепление ядер осуществляется в результате бомбардировки нейтронами атомов делящегося вещества. В зависимости от скорости движения различают быстрые и медленные нейтроны.

     Медленными называют нейтроны, которые по ряду причин уменьшили свою скорость до величины, близкой к скорости теплового движения молекул, поэтому их еще называют тепловыми. В ядерных реакторах на медленных нейтронах применяют специальные замедлители для снижения скорости быстрых нейтронов, то есть для получения тепловых нейтронов, средняя скорость которых при комнатной температуре замедлителя равна 2200 м/с, В реакторах на быстрых нейтронах замедлители не требуются.

      При расщеплении ядер число нейтронов увеличивается в 2—3 раза. Часть из них, в свою очередь, расщепляет ядра других атомов, вызывая цепную реакцию, а часть поглощается делящимся веществом и окружающими его инертными материалами или выходит из активной зоны. Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы скорость высвобождения нейтронов в результате деления ядер была больше скорости потери нейтронов. Регулирование цепной реакции осуществляется за счет введения в активную зону ядерного реактора (или выведения из нее) переменного количества материалов (регулирующие стержни), хорошо поглощающих нейтроны. Тем самым предотвращается лавинное протекание реакции или ее затухание.

     В качестве топлива в энергетических ядерных реакторах в основном применяют природный уран и смесь урана с двуокисью урана при различных степенях обогащения. Природный уран — это смесь трех изотопов с атомными массами 238, 235 и 234. Основная часть массы в количестве 99,28% приходится на долю U238 и только 0,714% — U235; 0,006% — U234.

     Однако в качестве горючего на  АЭС в основном используется лишь U235, который расщепляется под воздействием нейтронов любой энергии. Для традиционных реакторов на медленных нейтронах требуется топливо, обогащенное ураном U235, поэтому с целью накопления U235 на специальных заводах осуществляется сложнейший процесс разделения изотопов. Уран U238 расщепляется под действием только быстрых нейтронов, образуя новый делящийся материал — плутоний Ри239.

     Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах имеется возможность не только наилучшим образом использовать делящиеся изотопы урана или плутония, но и за счет вовлечения в топливный цикл неделящегося изотопа урана U238, а также тория создавать новое горючее. Коэффициент воспроизводства при этом может составить 1,4 и выше. Это означает, что реактор производит в 1,4 раза больше горючего, чем расходует. Таким образом, реактор на быстрых нейтронах является реактором-размножителем. Полученным плутонием может быть загружен другой реактор.

      Принципиальная схема ядерного реактора, работающего на медленных нейтронах, приведена на рис. 1.

Тепловыделяющие элементы (твэл) 1 определенной конструкции, заполненные расщепляющимся веществом (ядерным топливом), окружены замедлителем нейтронов 2 (например, графитом). Осколки, образовавшиеся в результате расщепления ядер, сталкиваясь с атомами горючего вещества и окружающих инертных материалов, за счет своей кинетической энергии повышают их температуру. Выделяющаяся в реакторе теплота отводится теплоносителем (например, водой).

     Утечка нейтронов из реактора через ограждающие поверхности пропорциональна отношению внешней поверхности реактора к его объему. С увеличением геометрических размеров реактора потери нейтронов в результате утечки уменьшаются, а с уменьшением — увеличиваются. При некотором минимальном (критическом) размере реактора цепная реакция вообще не возникает. Утечка нейтронов частично предотвращается отражателем 5, выполненным из материалов, хорошо рассеивающих нейтроны.

     Количество поглощаемых нейтронов, а следовательно, и мощность реактора можно регулировать изменением глубины погружения в активную зону регулирующих стержней 3 (материал стержней — бор и кадмий). Для защиты от радиоактивных излучений активный объем ядерного реактора ограждается толстыми (1,5—2 м) бетонными стенами 4. В процессе деления ядер урана образуются радиоактивные продукты, в том числе газообразные. Радиоактивные газы после специальной очистки выбрасываются через газоотводящую трубу в атмосферу, а жидкие и твердые радиоактивные отходы помещаются в специальные хранилища. В целях безопасности работы персонала широко применяется автоматизация и дистанционное управление процессами. Особые меры безопасности нужно соблюдать при ремонте.

     Существует большое количество типов и конструкций энергетических реакторов. Они различаются теплоносителем, ядерным горючим, замедлителем нейтронов, особенностью конструкции, мощностью и т. д. В качестве теплоносителей используются вода, углекислый газ, гелий, жидкий натрий и др.; ядерным горючим в основном являются природный естественный уран и уран, обогащенный изотопом U235; замедлители — графит, обычная вода, тяжелая вода, бериллий, органические вещества и др.; по особенностям конструкции различают корпусные и бескорпусные реакторы.

     На первой АЭС (г. Обнинск) был установлен ядерный реактор на медленных нейтронах с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем. Позднее наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы, в которых обычная вода является замедлителем, а также теплоносителем. Такие реакторы более компактны.
Атомные электрические станции, по существу, являются тепловыми электростанциями, работающими в большинстве случаев по циклу паротурбинной установки, только здесь вместо обычного котлоагрегата используется атомный реактор. Правда, радиоактивность теплоносителя в ряде случаев вынуждает устанавливать дополнительное оборудование, усложняя тем самым тепловую схему станции. По этой же причине контур теплоносителя делается всегда замкнутым. Для атомных станций рабочим телом является водяной пар, а основным типом двигателя — паровая турбина.

     В основу классификации АЭС положены число контуров, количество которых бывает от одного до трех, вид топлива, род теплоносителя и его параметры, а также вид замедлителя. Если контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают, то есть контур рабочего цикла является одновременно контуром теплоносителя, то атомная станция называется одноконтурной. В этом случае схема АЭС аналогична схеме тепловой электрической станции. Количество оборудования на таких АЭС наименьшее, но оно работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его эксплуатацию.

     Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называется двухконтурной. При этом контур теплоносителя, включающий в себя реактор, парогенератор, компенсатор объема и насос, является радиоактивным, а контур рабочего тела (парогенератор, турбина, конденсатор и второй насос) лишен радиоактивности. Парогенератор является одновременно элементом как первого, так и второго контуров, разделяя их.

     Большей простотой и экономичностью обладают одноконтурные АЭС. При использовании жидкого натрия в качестве теплоносителя, в тепловой схеме станции предусматриваются три контура. В первом контуре циркулирует радиоактивный натрий, во втором — обычный натрий и в третьем — вода. В настоящее время атомные электростанции работают преимущественно как конденсационные, т. е. отпускают только электроэнергию.
Применение перегрева водяного пара непосредственно в атомном реакторе позволило достичь высоких параметров пара и использовать на атомных электростанциях серийные турбогенераторы, которые устанавливаются на обычных тепловых электростанциях.

     Атомные электростанции не зависят от источников топлива, так как расходуют малые количества горючего и продолжительность его использования велика. Поэтому их строительство целесообразно в районах с ограниченными энергоресурсами или в удаленных районах, и, следовательно, развитие атомной энергетики не исключает использования обычных тепловых электростанций, работающих на органическом топливе. Исп. литература: 1) Теплотехника, под общей редакцией И.Н. Сушкина, Москва, «Металлургия», 1973. 2) Теплотехника, Бондарев В.А., Процкий А.Е., Гринкевич Р.Н. Минск, изд. 2-е,"Вышейшая школа", 1976.