Атомные электростанции. 6

     Введение

     Проблема  данного исследования носит актуальный характер в современных условиях. Об этом свидетельствует частое изучение поднятых вопросов. 
Известно, что наиболее освоенными и широко используемыми источниками энергии на Земле в настоящее время являются:

     - полезные ископаемые органического  происхождения, 

     - возобновляемые источники энергии  также органического происхождения  (древесное топливо и т. п.), а также 

     - источники гидравлической энергии  (пригодные для этой цели реки  и другие водоемы),

     в совокупности удовлетворяющие современные потребности человечества в энергии приблизительно на 80%.

     Однако:

     - запасы полезных ископаемых довольно  ограничены и распределены на  Земле весьма не равномерно  с геополитической точки зрения;

     - возобновляемые источники энергии (древесное топливо и т. п.) недостаточно калорийны и их широкое использование для удовлетворения существующих сегодня потребностей грозит очевидной экологической катастрофой;

     - возможности использования энергии  водоемов также весьма ограничены  и сопряжены с негативным влиянием на экологию,

     поэтому, наиболее авторитетных ученые отечественной  и зарубежной науки полагают, что  перспективным направлением для  развития энергосистем в ближайшем  обозримом будущем все еще  будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных энергетических установок.

     Перспективность ядерной энергетики, несмотря на последствия  чернобыльской трагедии, становится с каждым годом все более очевидной благодаря результатам исследований, провидимым в ведущих ядерных странах. Результаты этих исследований убедительно свидетельствуют, что создание достаточно надежных энергетических установок на ядерном топливе сегодня вполне реально. Так основным содержанием развития ядерной энергетики в России и ряда других зарубежных стран в последние годы была дальнейшая разработка качественно новых подходов в обеспечении безопасности атомных станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для теплоснабжения крупных населенных пунктов, таких как города с численность населения от 500 тыс. человек населения и выше.  
 
 

     Физические  основы ядерной энергетики

     Все вещества в природе состоят из мельчайших частиц - молекул, находящих  в непрерывном движении. Теплота тела является результатом движения молекул.

     Состояние полного покоя молекул соответствует  абсолютный нуль температуры.

     Молекулы  вещества состоят из атомов одного или несколько химических элементов.

     Молекула  самая мельчайшая частица данного  вещества. Если разделить молекулу сложного вещества на составляющие части, то получатся атомы других веществ.

     Атом - мельчайшая частица данного химического элемента. Он не может делиться дальше химическим способом на ещё более мелкие частицы, хотя и атом имеет свою внутреннею структуру и состоит из положительно заряженного ядра и отрицательно заряженной электронной оболочке.

     Число электронов в оболочке лежит в  пределах от одного до ста одного. Последнее  число электронов имеет элемент  название Менделевий.

     Этот элемент назван Менделевий именем Д.И. Менделеева открывшего в 1869 году периодический закон, согласно которому физико-химические свойства всех элементов зависят от атомного веса, причём через определённые периоды встречаются элементы со схожими физико-химическими свойствами. 

     Основы  теории реакторов

     Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения  тепла из ядерного горючего путём  самоподдерживающийся управляемой  цепной реакции, деления атомов этого  горючего.

     При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для искусственного гашения реакции используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов.

     Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых  коэффициент размножения нейтронов  К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К = ? имеет максимальное значение.

     Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и утечки.

     Реактор с использованием отражателя уменьшает  критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами.

     Реакторы  характеризуются циклами и типами реакторов.

     Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.

     Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор -конвектор;

     Реактор-размножитель; реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы и другие.

     Принципы  регулирования мощности реактора

     Энергетический  реактор должен работать устойчиво  на различных уровнях мощности. Изменения уровня тепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, без скачков разгона мощности.

     Система регулирования призвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие при изменениях в  режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы в активную зону вводят по мере необходимости графитовые стержни, материал которых сильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощности соответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самым коэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а в целом их можно назвать управляющими или защитными. 

     Типы  атомных электростанций

     На  атомных электростанциях, так же как и на электростанциях, работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в качестве топлива), а другом – при горении органического топлива.

     Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями (АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.

     Топливом  для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания[2].

     Принципиально возможны многочисленные типы ядерных  реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. Все  реакторы можно классифицировать по

     назначению:

     -энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);

     -исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);

     -транспортные (компактность, маневренность);

     -промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);

     -многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);

     По  виду замедлителя:

     -легководные (наиболее компактны);

     -графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

     -тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

     По  виду теплоносителя:

     -легководные (наиболее распространенные);

     -газоохлаждаемые (также широко распространены);

     -тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

     -жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

     По  энергетическому спектру нейтронов:

     -на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

     -на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

     -на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

     По  структуре активной зоны:

     -гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

     -гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

     Особенность современной ядерной энергетики – использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном  уране его всего 0,7%. В ядерных  реакторах на тепловых нейтронах  обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.

     Коренное  различие тепловой экономичности ТЭС  и АЭС заключается в том, что  для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а для ТЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону. 
 
 

     Конструктивная схема реактора

     Основными конструктивными узлами гетерогенного  ядерного реактора являются: корпус; активная зона, состоящая из тепловыделяющих  элементов, замедлителя и системы  управления и защиты; отражатель нейтронов; система отвода тепла; тепловая защита; биологическая защита; система загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов. В реакторах - размножителях имеется также зона воспроизводства ядерного горючего со своей системой отвода тепла. В гомогенных реакторов вместо тепловыделяющих элементов имеется резервуар с раствором солей или взвесью делящихся материалов теплоносителя.

     1-ый  тип(а) - реактор, в котором замедлителем  и отражателем нейтронов является  графит. Графитовые блоки (параллепипеды  призмы с внутренними каналами  и размещёнными в них тепловыделяющими элементами образуют активную зону, обычно имеющую форму цилиндра или многогранной призмы. Каналы в графитовых блоках проходят по всей высоте активной зоны. В эти каналы вставляются трубы для размещения тепловыделяющих элементов. По кольцевой щели между тепловыделяющими элементами и направляющими трубами протекает теплоноситель. В качестве теплоносителя может использоваться вода, жидкие металл или газ. Часть каналов активной зоны, используется для размещения стержней системы управления и защиты. Вокруг активной зоны расположен отражатель нейтронов, также в виде кладки графитовых блоков. Каналы тепловыделяющих элементов проходят как через кладку активной зоны, так и через кладку отражателя.

     При работе реактора графит нагревается  до температуры при которой может окисляться. Для предотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичный кожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющих элементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружи стального кожуха размещается биологическая защита - специальный бетон. Между кожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона по которому циркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия в качестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой (например из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием при протечке его из контура циркуляции. Автоматические приводы регулирующих стержней получают импульс от ионизационных камер или счётчиков нейтронов. В ионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызывают падение напряжения между электродами к которым приложено разность потенцалов. Падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытые бором поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящих ионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорционально изменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камеры увеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их на соответствующую высоту.

     Графитово-водяной реактор при охлаждении некипящей водой имеет относительно низкую температуру воды на выходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметры генерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.

     В случае перегрева пара в активной зоне реактора КПД установки может быть значительно повышено.

     2.Тяжёловодно-газовый  реактор 2 может работать на  природном уране. Тепловыделяющий  элемент такого реактора покружено  в стальной или алюминиевый  бак, заполненный до определённого  уровня тяжёлой водой. Вокруг бака расположен графитовый отражатель - биологическая защита. Тепловыделяющие элементы имеют внутренние каналы для прохода газа, отводящего тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем также нагревается и требует своей системы охлаждения. Это осуществляется циркуляцией тяжёлой воды с помощью специального насоса и охлаждением её в теплообменнике проточной водой. Такой реактор имеет достаточно высокий КПД и относительно низкую топливную составляющую стоимость вырабатываемой электроэнергии.

     Поскольку топливом служит природный уран, высокая стоимость тяжёлой воды и потери тепла, связанной её охлаждением являются его недостатками .

     3. На водо-водяной или тяжёловодный  реактор в котором замедлителем  и теплоносителем служит вода  или тяжёлая вода.(ВВЭР).

     4. Конструктивная схема реактора  кипящего типа. Этот тип даёт  возможность изготавливать их  с меньшей толщиной стенки, а  так же их положительным свойством  является возможность саморегулирования.

     5. Реактор- размножитель работает  на быстрых нейтронах т.е. на обогащённом уране. Данные типы реакторы требует более высокой биологической защиты, и соответственно применение более дорогих материалов.

     6. Гомогенный реактор где при  использовании природного урана  замедлителем может быть только  тяжёлая вода, при обогащённом уране обычная вода. Здесь деление ядер на быстрых нейтронах отсутствует. Относительно низкая плотность урана и резонансное поглощение требуют более высокой степени обогащения топлива делящимся изотопом.

     Все конструкции реакторов имеют  как и положительные, так и отрицательные стороны, которые всегда необходимо учитывать при проектировании с учётом привязки строительства к конкретным региональным условиям исходя из возможностей доставки сырья, опасностью загрязнения окружающей среды, источников водоснабжения и грунтовых вод.

     При проектировании АЭС используется сложные  математические расчёты, которые не смотря на современные аналитические  возможности вычислительной техники  не могут дать гарантированной правильности всех параметров. Поэтому все расчёты перепроверяются экспериментальной проверкой.

     Это особенно важно при проверке критических  размеров реактора на природном уране. Если довериться только теоретическим  расчётом, то можно допустить серьёзный  просчёт, исправить который будет  весьма дорого и сложно. 
 

Перезагрузка  АЭС

     Периодическая перезагрузка АЭС требует очень  тщательной подготовке и проводится как правило при остановленном  реакторе,так как повышенная радиоактивность  требует отсутствия персонала в  период загрузки и выгрузки, не смотря на то, что схема перезагрузки происходит в автоматическом режиме с использованием специальных контейнеров обеспечивающих не только автоматический режим, но и все требования техники безопасности с постоянным охлаждением.

     Контейнера  имеют толстые свинцовые оболочки, обеспечивающие допустимый фон радиации Конструкции оборудования АЭС.

     Тепловые  схемы АЭС

     В любой АЭС различают теплоноситель  и рабочее тело. Рабочее тело –  это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.

      Назначение теплоносителя на АЭС  – отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

     АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2-х и 3-х контурными. Недостаток – все оборудование работает в радиационно-активных условиях.

     АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя – первый контур, контур рабочего тела – второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно-активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной.

     АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя  и рабочего тела присутствует также  и промежуточный контур. Промежуточный  контур призван предотвратить опасность  выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором и возможно перетекание теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура в случае, если теплоносители (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.

     При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в  таких условиях принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

     Реакторы  канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).

     Основные  технико-экономические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.

     Таблица

     Основные  технические характеристики АЭС  с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. Стоимость 1 кВт установленной  мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5 – 1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях), предназначенных только для производства электроэнергии, кроме того спорной можно считать саму методику определения капитальных вложений в АЭС.

     Перспективы развития ядерной  и термоядерной энергетики

     Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной  энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

     Высокотемпературный энергетический ядерный реактор  на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

     -возможность  получения большой мощности;

     -коэффициент  воспроизводства, превышающий единицу;

     -высокая  температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);

     -малая  критическая масса (десятки килограмм  делящегося вещества);

     -возможность  циркуляции делящегося вещества  и его очистка в системе  циркуляции.

     Из  этого следует:

     -высокая  эффективность использования горючего;

     -минимальные затраты на топливный цикл;

     -повышенная  безопасность;

     -высокая  экономичность;

     -широкий  диапазон использования. 
 

     Вихревые  ядерные реакторы на тепловых и быстрых  нейтронах

     Вихревой  реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому  движению введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем. 
 

     Вспомогательное оборудование

     Вспомогательное оборудование АЭС газодувки, насосы, арматура, измерительные приборы  имеют специфические особенности, которые должны обеспечивать более высокую надежность обеспечивающие более длительный срок работы без профилактики. Обеспечивающие исключение утечки радиоактивного газа. Повышенную стойкость к коррозии. Насосы безсальниковой конструкции, должны обеспечивать высокую герметичность.

     Вся арматура выполняется с сильфонным уплотнением штока.

     Вся измерительная аппаратура имеет  так же свои конструктивные особенности, обеспечивающие более высокую точность и надёжность.