Атомная энергетика. Принципы работы и проблемы развития

Российский  Экономический Университет  им. Г.В. Плеханова. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Курсовая  работа

По физике

На тему:

«Атомная  энергетика.

Принципы  работы и проблемы развития». 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Москва.

2011 г 
 
 
 

Содержание.

Введение…………………………………………………………………………..3

Раздел1.Физика процесса……………………………………………...5

1.1.Цепная  ядерная реакция деления……………………………………....5

1.2.Классификация  реакторов……………………………………………………7

1.3.Реакторы  на тепловых нейтронах……………………………………………8

1.4.Реакторы-размножители  на быстрых нейтронах………………………….13

1.5.Ядерный топливный цикл…………………………………………………..17

1.6.Преимущества  атомных электростанций………………………………….22

Раздел2.Проблемы атомной энергетики…………………………….23

2.1.Обращение  с ядерными отходами………………………………………….23

2.2.Опасность  аварий……………………………………………………………25

2.2.1.Авария на ЧАЭС…………………………………………………………...25

2.2.2.Авария  на АЭС «Фукусима-1»……………………………………………31

Заключение……………………………………………………………………….33

Список  используемой литературы……………………………………………...34 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Введение.

     Развитие физики атомного ядра прошло неслыханно быстро. Еще не прошло 50 лет с момента введения в науку представления об атомном ядре (Резерфорд – Бор, 1911-1912 гг.), как атомные ядра и протекающие в них процессы приобрели неожиданную и огромную значимость для человечества. В ядерных процессах человечество искало решение коренных проблем энергетики будущего. Атомные ядра, о существовании которых всего 100 лет назад не догадывался ни один человек на Земле, оказались своеобразными и сложными системами, в которых разыгрываются процессы, не имеющие аналогии в других областях физических явлений, и проявляются могучие поля, природа которых заведомо отличается от «привычных» (электромагнитных, гравитационных) полей.

     В наибольшей степени физика атомного ядра применялась в области энергетики. Первая в мире Атомная Электростанция опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева). За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

     В СССР и зарубежных странах развитию атомной энергетики придавали огромное значение, считали ее наиболее перспективным направлением развития теплоэнергетики благодаря колоссальным энергетическим ресурсам, заключенным в ядрах атомов.

Необходимость развития атомной энергетики определяется, прежде всего, экономическими факторами. Хоть запасы органического топлива не безграничны, но в угле еще долго не будет недостатка. Однако большие транспортные издержки, особенно при перевозке на дальние расстояния, высокая стоимость и большая металлоемкость электростанций на угле делают неконкурентоспособным  этот вид топлива по сравнению с ядерным в местах, удаленных от месторождений угля. Поэтому в последнее время все большая доля энергопотребления покрывается за счет нефти и газа, запасы, которых ограничены и будут исчерпаны в обозримый период. Несмотря на их большую экономичность, применение этих видов топлива на электростанциях будет непрерывно снижаться. Необходимо учитывать и то, что нефть и газ являются ценным химическим сырьем для производства других видов продукции.

     Неравномерное распределение энергетических ресурсов существенным образом влияет на структуру топливно-энергетического баланса. Европейская часть России и Урал, имеющие мощную промышленность, испытывают всевозрастающий недостаток в топливно-энергетических ресурсах и, чтобы обеспечить в дальнейшем значительный прирост энергомощностей, все большее внимание должно уделяться развитию атомной энергетики.

     Но помимо всех преимуществ атомная энергетика принесла в мир проблемы.

     До середины 80-х годов основные экологические проблемы АЭС связывались с захоронением отработанного топлива, а также с ликвидацией самих АЭС после окончания допустимых сроков эксплуатации. Имеются данные, что стоимость таких ликвидационных работ составляет от 1/6 до 1/3 от стоимости самих АЭС. Никакая отрасль производства не имела меньшего уровня производственного травматизма, чем АЭС. За 30 лет при авариях, и то по нерадиационным причинам, погибло 17 человек. Однако потом произошло то, что перевернуло весь ход развития атомной энергетики – 26 апреля 1986 года произошло разрушение четвертого энергоблока Чернобыльской  атомной электростанции, что привело к взрыву на станции. В результате аварии погиб 31 человек и 200 получили дозу радиации, приведшую к лучевой болезни. 115 тыс. человек были эвакуированы из наиболее опасной (30-километровой) зоны сразу после аварии. Эта катастрофа по сей день считается одной из наиболее чудовищных в истории человечества. С тех пор главную экологическую опасность АЭС стали связывать с возможностью аварий. Хотя вероятность их на современных АЭС и невелика, но она и не исключается..

     В своей курсовой работе я бы хотела рассмотреть подробно как принципы и преимущества работы АЭС, так и проблемы, связанные с их работой. 

Раздел 1. Физика процесса.

1. Цепная ядерная реакция деления.

     Наличие нейтронов позволяет двум атомам  иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух атомов будут одинаковы; такие атомы называются изотопами. Все элементы имеют изотопы, причем большинство из них нестабильно, а это значит, что они изменяют свои электрические заряды в процессе радиоактивных распадов. Многие элементы имеют по крайней мере два стабильных изотопа, например ³He и ⁴He. Олово имеет 10 стабильных изотопов. Многие элементы имеют только один стабильный изотоп, подобно золоту: ¹⁹⁷Au. Два элемента, технеций и прометий, вообще не имеют стабильных изотопов – они обнаружены в природе. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: ²³⁴U(0,006%), ²³⁵U(0,711%) и ²³⁸U(99,283%).

     Изотоп урана с атомным номером А=235 обладает уникальными свойствами среди встречающихся в природе изотопов: в результате поглощения нейтрона малой энергии получается ядро с атомным номером А=236, которое затем расщепляется или делится. Этот процесс можно записать символически следующим образом:  ²³⁵U+n→(²³⁶U)→^A_ZX+^A*_Z*Y+xn+E, где X и Y представляют собой ядра, имеющие заряд Z и Z* с атомной массой А и А*. Отметим, что Z+Z*=92. В результате деления высвободилось х нейтронов и А+А*+х=236. Фактически масса сохраняется не полностью, поскольку часть ее превращается в энергию. Значение Е определяет избыток энергии, главным образом в виде кинетической энергии продуктов деления и нейтронов: для ²³⁵U Е имеет среднее значение 200 МэВ (3,2х10^-11Дж). Эта энергия получается в результате преобразования части массы ядра в энергию с использованием знакомого выражения из теории относительности E=mc². Сумма масс двух получившихся ядер ^A_ZX и ^A*_Z*Y всегда меньше, чем массы ²³⁵U и нейтрона, вместе взятые.

     Разность между энергией совокупности частиц  в свободном состоянии, т.е. при разделении частиц и бесконечном удалении их друг от друга, и энергией рассматриваемой связанной системы тех же частиц составляет так называемую «энергию связи» (В). Иными словами величина В представляет собой количество энергии, которое бы высвободилось, если бы атом ( а не только ядро) был бы синтезирован из определенного числа нейтронов и атомов водорода.

     Энергию связи можно подсчитать по следующей формуле: В=(М_а-ZM_H-[A -    - Z]M_n)х931,502 МэВ, где М_а, M_H и M_n – точные массы соответственно атома, о котором идет речь, атома водорода и нейтрона.

При делении одного ядра изотопа урана ²³⁵U в среднем испускается 2,5 нейтрона. Если эти нейтроны вызывают другие акты деления, то возникает самоподдерживающийся процесс деления.

     При делении каждого ядра ²³⁵U в пределах реактора выделяется 200 МэВ энергии. Этот процесс называется цепной ядерной реакцией деления. Если цепная реакция развивается очень быстро, за несколько микросекунд , то она происходит в виде взрыва, как в атомной бомбе. Если же ее контролировать и поддерживать, то она может быть применена в ядерном реакторе для производства энергии.

     Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет выше 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией  в несколько мегаэлектрон-вольт,  то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наилучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая и тяжелая вода, гелий и графит. 

1.2.Классификация реакторов.

     На сегодняшний день построено огромное количество ядерных реакторов различных типов, но только небольшой процент из них представляет собой энергетические реакторы промышленного назначения.

Реакторы делятся по следующим показателям:

     По энергии нейтронов, вызывающих деление (быстрые, промежуточные или надтепловые, тепловые);

     По виду ядерного топлива (природный – 0,7%²³⁵U, малообогащенный – от 1 до 2%²³⁵U, высокообогащенный - > 90%²³⁵U, а также ²³⁹Pu и ²³³U);

     По методу отвода теплоты путем циркуляции: только теплоносителя; смеси топлива и теплоносителя; теплоносителя-замедлителя; топлива, замедлителя и теплоносителя;

     По назначению (для исследования, в качестве прототипов, для силовых установок, в качестве источника теплоты, для выработки электроэнергии, для производства изотопов);

     По сочетанию топлива и замедлителя (гетерогенные и гомогенные);

По материалам, используемым в таких элементах реактора, как замедлитель, теплоноситель, элементы конструкции, отражатель, защита. 
 

1.3.Реакторы на тепловых нейтронах.

     Рассмотрим принцип работы реактора на тепловых нейтронах.

Распределение нейтронов внутри реактора представляет собой очень сложную пространственную, временную и энергетическую зависимость. Нейтроны выделяются только в топливе и диффундируют по направлению к периферии реактора.  Расчет плотности нейтронов вблизи границ реактора, в отдалении от топлива, представляет собой очень трудную задачу, в которой решающее значение имеет точная форма реактора. Для этой цели было выполнено много расчетов для реактора с бесконечно большой активной зоной. В таком реакторе не может быть утечки, так что коэффициент размножения становится равным k_∞=Єpfη. Эту формулу часто называют формулой четырех сомножителей.

     В процессе распространения нейтронов имеются временные различия, обусловленные постоянным уменьшением  количества ядерного топлива в реакторе в процессе его работы, а также внезапными увеличениями или уменьшениями  реактивности, вызванными действием регулирующих органов. Существует еще один важный фактор в реакторе, влияющий на временные характеристики, - запаздывающие нейтроны. Некоторые из продуктов деления имеют значительный избыток энергии и могут распадаться с выделением нейтрона. Однако этот распад не происходит мгновенно после образования этих ядер; он происходит обычно по истечении какого-то среднего времени жизни.

     Опасность взрыва в ядерном реакторе, как ядерного, так и обычного, прямо связана с проблемами управления реактором и темпом изменения уровня мощности. Уровень мощности реактора зависит от скорости реакции деления, которая в свою очередь зависит от плотности потока тепловых нейтронов в реакторе. Для того чтобы определить, что может явиться причиной взрыва,  необходимо понять механизм влияния на плотность потока тепловых нейтронов.

     Плотность нейтронного потока в реакторе представляет собой величину с очень сложной пространственно-энергетической и временной зависимостью. В реальном реакторе эти параметры зависят от топлива, замедлителя, их взаимного расположения, размеров реактора и его геометрии. Математическое выражение такой зависимости не представляется возможным получить для всех типов реакторов ввиду сложной взаимной зависимости этих факторов. Однако можно сделать некоторые выводы, которые помогут понять некоторые проблемы, связанные с реакторами.  Скорость изменения плотности потока тепловых нейтронов может быть записана как сумма трех составляющих: скорости возникновения, скорости поглощения и скорости утечки тепловых нейтронов.

     Можно определить зависимость эффективного коэффициента размножения (к_эф) от нескольких параметров реактора. Также можно определить время генерации t_г, т.е. время, требуемое для того, чтобы нейтроны первого поколения  образовали нейтроны второго поколения. И, наконец, зависимость временной составляющей от нейтронного потока представляется как Ф(t)=Ф(0)exp(∆kt/t_г), где Ф(0) – поток в момент t=0; ∆k – избыточная реактивность, т.е. количество реактивности сверх того, что требуется для достижения критичности. Реактивность определяется в зависимости от эффективного коэффициента размножения: p=(к_эф-1)/к_эф.

В реакторе с ²³⁵U^, если принять, что только мгновенные нейтроны влияют на реактивность, величина последней для достижения критичности составляет 0,0065. Для определения единицы реактивности используется понятие реактивности мгновенно-критического реактора, названное доллар. Для реактора ²³⁵U реактивность в 0,0065 будет равна 1,00 долл.

     Управление реактором становится возможным благодаря запаздывающим нейтронам, которые существенно увеличивают время генерации и поэтому выравнивают кривые для данной реактивности. В общем реактор работает таким образом, что мгновенные нейтроны позволяют получить к_эф приблизительно равный 0,9995 (меньше, чем требуется для достижения критичности), а остальное обеспечивается запаздывающими нейтронами.  Таким образом, внезапные изменения (вывод контролирующего стержня, потеря герметичности оболочки и т.д.) оказывают влияние на плотность нейтронов  медленней и могут быть нейтрализованы, прежде чем произойдет существенное повреждение активной зоны.

     За время службы активной зоны реактор потребляет приблизительно половину ядерного топлива. За это время он, конечно же, должен оставаться в критическом состоянии. И, как следствие, с самого начала он должен содержать значительно больше ядерного топлива, чем требуется для поддержания критичности. Поэтому, чтобы обеспечить стабильную работу реактора в начальный период, должны использоваться регулирующие механизмы, с помощью которых из активной зоны можно выводить нейтроны без производства теплоты. С этой целью среди твэлов размещаются регулирующие стержни из материалов, имеющих большие сечения поглощения нейтронов, которые постоянно выводятся из активной зоны в течение всей работы реактора. В реакторах некоторых типов в дополнение к регулирующим стержням для обеспечения дополнительного регулирования непосредственно в воду-замедлитель добавляют растворы соединений бора.

     В атомных реакторах наряду с эксплуатационными регулирующими стержнями, обычно находящимися в активной зоне, имеются регулирующие стержни аварийной защиты, расположенные вне активной зоны. Если нейтроны или тепловые датчики зарегистрируют нерасчетный режим в активной зоне,  эти регулирующие стержни немедленно перемещаются в активную зону, уменьшая нейтронный поток и тем самым приводя к так называемому останову реактора. Благодаря этому предотвращается возможность аварии реактора.

     Другая проблема состоит в том, что реакторы начинают работу со значительным запасом реактивности. Это связано с продуктами деления, которые тоже имеют большие сечения поглощения нейтронов, так называемыми реакторными шлаками (отравляющими продуктами деления).

Температура – важный фактор, влияющий на реактивность реактора. Если температура активной зоны возрастает и если, как следствие, увеличивается реактивность, то возможен тепловой разгон реактора, в результате которого он может разрушиться. С другой стороны, если вследствие увеличения температуры реактивность уменьшится, соответственное снижение скорости тепловыделения приведет в дальнейшем к снижению температуры и таким образом стабилизирует реактор. Следовательно, важным вопросом при проектировании реактора является, каким окажется изменение реактивности при увеличении температуры, положительным или отрицательным.

     Существует несколько факторов, определяющих температурную зависимость: изменение плотности реакторных материалов с температурой, изменение объема реактора, установившееся соотношение между эффективной температурой и температурой замедлителя и взаимодействие между нейтронами и ядрами в зависимости от температуры.

     Увеличение в активной зоне реактора вызовет тепловое расширение твэлов, а также материалов конструкций  и замедлителя, при этом число рассеивающих ядер на единицу объема уменьшится и средний пробег увеличится.

     После нескольких столкновений с ядрами замедлителя средняя энергия нейтрона оказывается равной энергии тепловых колебаний атомов замедлителя. Распределение энергий нейтрона довольно точно соответствует распределению Максвелла. Сечение упругих столкновений тепловых нейтронов обратно пропорционально их скорости, так что зависимость эффективного сечения σ(v) для данной  скорости v от сечения σ(v_p) для наиболее вероятной скорости v_p определяется следующим соотношением: σ(v)= σ(v_p) v_p/v. Скорость в распределении Максвелла пропорциональна корню квадратному из температуры. Частичное изменение сечения замедления на единицу температуры выражается соотношением (1/ σ(v))х(dх хσ(v)/dT=-1/2T. Эта зависимость показывает, что эффект замедления снижается с увеличением температуры замедлителя; при этом ядра замедлителя не только удаляются друг от друга, но и как бы уменьшаются при их взаимодействии с нейтроном (эффект сечения).

     Третий температурный эффект, вызывающий уменьшение реактивности, - уширение пиков резонансов поглощения в ²³⁸U . Это происходит из-за изменения эффективной температуры. Это явление часто называют специалисты по ядерной физике  Эффектом Доплера, хотя и нет прямой аналогии между этим эффектом и известным эффектом Доплера для волн частот видимого спектра. Результатом этого эффекта является увеличение коэффициентов резонансного поглощения и соответствующее уменьшение реактивности. Этот эффект Доплера является важным явлением для современных энергетических реакторов.

     В тепловых реакторах средний температурный коэффициент реактивности отрицательный, т.е. увеличение температуры топлива или замедлителя вызывает уменьшение реактивности.

     Большинство энергетических реакторов, находящихся сегодня в эксплуатации, используют легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя. Это имеет как преимущества, так и недостатки. Вода, конечно, имеет высокое содержание водорода и, как следствие, является хорошим замедлителем. Она широко распространена в природе, и не возникает проблем при прокачке ее через трубопроводы. Использование воды дает отрицательный температурный коэффициент реактивности; если температура воды становится слишком большой, то реактивность становится отрицательной, т.е. эффективный коэффициент размножения становится меньше единицы и реактор перестает быть критическим.

     Но есть также и недостатки. Прежде всего водород в воде имеет довольно большое сечение захвата нейтронов по сравнению с другими замедлителями. Так как захват нейтронов в D₂O значительно меньше, чем в H₂O, то при использовании в качестве замедлителя тяжелой воды топливом может служить природный уран. При использовании обычной воды в качестве теплоносителя реактор может работать только на обогащенном уране.  Другим недостатком является то, что саморегулирующий температурный коэффициент реактивности ограничивает температуру воды (теплоносителя) до относительно низких значений по сравнению с ТЭС , использующими органические топлива. Это означает, что общий КПД АЭС ниже, чем ТЭС и составляет около 31%. 

      В современной ядерной технике тепловые реакторы  являются основным видом реакторов и находят самое разнообразное применение. Тепловые реакторы используют для производства электроэнергии, опреснения воды, получения искусственных делящихся веществ и радиоактивных изотопов, при технических испытаниях материалов и конструкций, изучении физических процессов и явлений и т. д. 

1.4.Реакторы-размножители на быстрых нейтронах.

     В реакторе БН нейтроны, образующиеся в процессе деления ядерного топлива ²³⁵U или ²³⁹Pu в количестве, превышающем необходимое для поддержания цепной реакции, используются для производства дополнительного ядерного топлива из воспроизводящего материала ²³⁸U, находящегося в активной зоне реактора:

²³⁸U+n→ ²³⁹U→ ²³⁹Np+β^-+v

                                |

                                ^→239Pu+β^-+v.

     Таким образом, ядерное топливо воспроизводится таким же или более быстрым темпом, чем оно расходуется. При этом более распространенный изотоп ²³⁸U превращается в делящийся материал, что существенно увеличивает ресурсную базу ядерной энергетики.

     Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизведение ядерного топлива, необходимо получить достаточное количество нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены: поддержание реакции деления, захват нейтронов в ²³⁰U, компенсация и затрат утечки и захват нейтронов в конструкционных  внутриреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективнеости размножения в данном реакторе, КВ=Єη - 1 -  L, где L – коэффициент утечки. Если КВ=1, реактор может компенсировать только свой собственный расход топлива; при КВ > 1 реактор может воспроизводить ядерное топливо в количестве, превышающем собственный расход, одновременно с производством теплоты, используемой для выработки электроэнергии.

     Реакторы БН по своей конструкции отличаются от реакторов на тепловых нейтронах. В реакторах БН сечение деления нейтронов на два порядка меньше.

     Вследствие этого для достижения критичности и обеспечения замедления потока нейтронов требуется топливо высокой концентрации, что приводит к очень высокой удельной мощности, а значит к трудностям по отводу теплоты.

     В первых реакторах-размножителях основной упор делался на  поддержание «жесткого» спектра нейтронов, т.е. на минимизацию замедления. Экономичности топливного цикла уделялось мало внимания.  Но в последующие годы, когда начались работы по созданию нового поколения реакторов БН для использования в энергетических целях, все большее внимание стали уделять решению задач по минимизации стоимости топливного цикла. В рабочих условиях это означало, что реактор должен находиться в эксплуатации максимально возможное время при одной и той же загрузке топлива, обеспечивая наибольшую степень его «выгорания».

     В легководных реакторах обеспечивается выгорание топлива в размере около 3,5 ГВт х сут/т. Предполагается, что значение, требуемое для экономичной эксплуатации реактора-размножителя, составляет около 100 ГВт х сут/т. Основным сдерживающим фактором достижения наиболее высоких значений выгорания в легководных реакторах является падение реактивности реактора по мере уменьшения количества делящихся ядер, а в реакторах БН – радиационные повреждения твэлов.

     В процессе эксплуатации наблюдалось распухание твэлов как в радиальном, так и в осевом направлениях. В результате распухания отмечалось снижение плотности ядерного топлива, что оказывало отрицательный эффект на реактивность, а радиальное распухание вызывало разрушение стальной оболочки. Радиационные повреждение были еще более ярко выражены, когда в топливо было включено небольшое количество плутония.  Отмечалось очень сильное распухание при таких незначительных выгораниях, как 1%, и температурах до 400 градусов по Цельсию. Стало очевидным, что наиболее благоприятные условия для активной зоны реактора-размножителя – больший нейтронный поток и более высокие температуры. Это означает, что должны использоваться различные топливные материалы для достижения высоких уровней выгорания, которые требуются для получения требуемых экономических показателей  по топливу.

     Выбор пал на использование для реакторов БН в качестве топлива окислов. Многолетний опыт эксплуатации окислов в качестве топлива для легководных реакторов показал, что хотя они и не лишены недостатков, они все же не подвергаются радиальному распуханию и имеют более высокую точку плавления, что в какой-то степени компенсирует их более низкую теплопроводность. Следует тем не менее отметить, что содержащийся в окисном топливе кислород, выполняя роль замедлителя, как бы «смягчает» нейтронный спектр. В результате показатели по расширенному воспроизводству ядерного топлива В реакторах БН с окислами в качестве топлива, оказываются хуже, чем в реакторах с металлическим топливом.

     Очень важной характеристикой реакторов БН является время удвоения, т.е. время в течение которого масса ядерного топлива, первоначально находившаяся в топливном цикле реактора-размножителя, увеличится в 2 раза. Очевидно, этот период времени должен быть по возможности значительно меньше, чем расчетный срок службы установки.  Если реактор-размножитель с общей загрузкой топлива М_с, кг, работающий при мощности Р, МВт, производит топливо в количестве m, кг/МВт сутки, тогда время удвоения t₂ таково, что t₂mP=2М_с.