Атомная энергетика : :

Укрощение невидимки

После того, как стали известны основные характеристики реакции деления атомных ядер, после того, как стали понятны основы процесса управления ядерными силами - как создать условия для зажигания ядерной реакции, ее поддержания или остановки, - у человека появилась реальная возможность извлекать энергию, используя свои знания о глубинном, атомном и ядерном, уровне строения материи.

Использование энергиии атома становится все более актуальным. Мировые запасы нефти, газа и угля постепенно истощаются, их добыча становится все дороже. Поэтому нужны новые альтернативные источники энергии. Атомная энергетика является одним из решений проблемы источников энергии.

Принцип работы атомного реактора

Попробуем разобраться в том, как работает атомный реактор. Сразу, хочу немного коснуться терминологии. Дело в том, что часто в прессе говорят не атомная, а ядерная энергетика. С точки зрения физики, это грубейшая ошибка. Дело в том, что следует понимать разницу между атомными превращениями и превращениями его ядра. В первом случае имется в виду атомная реакция (хотя в российских СМИ ее почему-то называют ядерной). Во втором, речь идет о ядерной или термоядерной реакции, которую смогли осуществить, однако тратят пока больше энергии, чем получают. Поэтому такого типа реакции в обозримом будущем будут осуществляться только в лабораторных условиях. Поэтому, мы поговорим об атомных реакциях и устройстве атомной электростанции.

Энергетический ядерный реактор представляет собой устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. При этом выделяется тепловая энергия, которая отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона, где размещается ядерное топливо в виде специальных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и осуществляется цепная реакция деления. Через активную зону прокачивается теплоноситель(тяжелая вода), охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Вообще же в качестве замедлителя (вещества, уменьшающего скорость движения нейтронов, вследствие чего возрастает вероятность поглощения нейтронов ядрами) применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости.

Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, хорошо поглощающих нейтроны. Активная зона ядерных реакторов окружается отражателем нейтронов — слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Все элементы конструкции реактора — активная зона, отражатель и др. — размещаются в прочном герметичном корпусе или кожухе, окруженном биологической защитой.

Основной конструктивной деталью активной зоны является ТВЭЛ. Он определяет ее надежность, размеры и стоимость. Обычно в энергетических реакторах используются ТВЭЛы в виде стержней, где топливо в виде прессованных таблеток двуокиси урана заключено в оболочку из стали или циркониевого сплава. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь ТВЭЛов и отводится обтекающим ТВЭЛы теплоносителем. Так что ТВЭЛы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от ТВЭЛа к теплоносителю достигает около 1000000 Вт/м2, тогда как в современных паровых котлах она равна 300000 Вт/м2.

В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель; возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Реакторы классифицируют по энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию. Реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых или на нейтронах промежуточных энергий. Поэтому их разделяют на реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах, для которых характерны концентрации ядерного топлива U235 в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива U235 или U239 порядка 1000 кг/м3и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива U235 в ней от 100 до 1000 кг/м3.

Активная зона реактора на быстрых нейтронах, где размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом, окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо, что является особым достоинством быстрых реакторов. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического.

Кроме того, в зависимости от замедляющего вещества реакторы делятся на графитовые, легководные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя реакторы бывают легководные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае температура жидкого теплоносителя внутри реактора ниже температуры кипения, и он не кипит (реакторы с водой под давлением, а во втором температура выше, и теплоноситель кипит кипящие реакторы). В России основные типы ядерных энергетических реакторов — водо-водяные (ВВЭР) и водографитовые.

Итак, при работе реактора в ТВЭЛах, а также во всех его конструктивных элементах, в различных количествах выделяется теплота. Теоретически в ядерном реакторе можно достичь почти неограниченной температуры, однако, есть практические ограничения, определяющиеся предельно допустимой температурой конструкционных материалов и ТВЭЛов. Особенность ядерного реактора состоит в том, что более 90% энергии деления превращается в теплоту практически мгновенно, т. е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. При выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения, которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течении длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

На выездной сессии Ядерного общества России (октябрь 2001 года, г. Ростов-на-Дону) отмечалось, что атомные станции, расположенные в узловых точках Единой энергетической системы России играют системообразующую роль. В сезонном регулировании мощности и частоты АЭС обеспечивают почти двукратное увеличение мощности в осенне-зимний период, когда нагрузки максимальны. В таком медленном режиме возможно абсолютно безопасное изменение мощности АЭС, но это и означает, что работа атомных станций, вырабатывающих более дешевое (чем ТЭС) электричество, эффективна, экономична и экологически безопасна в базовом режиме выработки электроэнергии.

Факты

Приведем факты. За два последних года атомная энергетика России увеличила производство энергии на 24%. В нашей стране сейчас эксплуатируется 10 атомных станций суммарной мощностью более 22 млн. кВт. Атомные станции России дают примерно 41% энергии, отпущенной на ФОРЭМ (Федеральный оптовый рынок энергетических мощностей), и 15% энергии, выработанной в Единой энергосистеме. АЭС России составляют 11% по мощности энергопроизводящих установок и дают примерно 15% энергии в стране, в европейской части — около 20%. В энергозонах Северо-Запада, Центра и Поволжья доля выработки энергии на АЭС составляет около 30-40%. При этом, как признано экспертами МАГАТЭ, АЭС России занимают сейчас второе место в мире после Японии по уровню устойчивости, надежности и безопасности.