1.2.4. Атомные электростанции

История атомной энергетики охватывает период чуть более полувека. Первая в мире АЭС была пущена в строй 27 июня 1954 года в СССР в городе Обнинске. В настоящее время в мире работает более 440 атомных электростанций. Главенствующее значение по доле выработки электроэнергии на АЭС занимает Франция (73%). По абсолютному производству электроэнергии на АЭС лидирует США. Установленная мощность АЭС США составляет 90 млн. кВт, России – более 22млн кВт.

Почти все АЭС России сконцентрированы в европейской части, где имеется серьезный дефицит органического топлива: Балаковская, Нововоронежская, Кольская, Ростовская, Калининская, Ленинградская, Курская и Белоярская. Лишь единственная атомная ТЭЦ расположена в Билибино Магаданской области. Крупнейшие из них (Балаковская, Ленинградская и Курская) имеют установленную мощность по 4000 МВт.

Ядерное горючее получают путем обогащения природного урана. Делящийся изотоп урана 235 составляет в руде всего 0,71%. Обогащенный уран (диоксид урана) направляется на завод, изготавливающий тепловыделяющие элементы (ТВЭлы). Из диоксида урана изготавливают цилиндрические таблетки диаметром около 9 мм и высотой 15-20 мм. Эти таблетки помещают в циркониевые трубки длиной почти 4 м. Это и есть ТВЭлы. Их собирают в тепловыделяющие сборки по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора.

Физический смысл ядерной реакции состоит в следующем: суммарная масса продуктов деления ядер и свободных нейтронов меньше исходной массы ядра и нейтрона на значение, соответствующее указанному энерговыделению. Такое явление, называемое дефектом массы, сопровождается выделением энергии. При делении одного грамма урана 235 выделяется энергия, эквивалентная сжиганию 2,7 тонн условного топлива.

Установлено, что при делении ядра урана, происходящего в результате попадания в ядро теплового нейтрона, возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления и два или три новых нейтрона, которые в результате следующих соударений приводят к делению других ядер, т.е. число участников реакции возрастает лавинообразно (см. рисунок 1.13). Это явление получило название цепной реакции (ЦР).

Для управления ЦР в реакторах используются компенсирующие стержни из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов (обычно из карбида бора). Извлечение стержней из зоны, где протекает реакция, или, наоборот погружение в эту зону, соответственно усиливает или ослабляет реакцию, т.е. позволяет перейти на больший или меньший уровень тепловыделения, тем самым изменять мощность реактора. Для отвода тепла используется теплоноситель – химически очищенная вода.

Рисунок 1.13 – Схема цепной реакции

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух.

Краткое описание основных типов конструкций энергетических атомных реакторов:

1) легководный, или корпусной, реактор использует в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. В России это реакторы типа ВВЭР-1000 (водо-водяной энеpгетический pеактоp), в странах ЗападаBWR (кипящий водяной реактор) иPWR(реактор с водой под давлением);

2) уранграфитовый реактор канального типа бескоpпусной реактор с графитовым замедлителем, теплоноситель – вода, тепловыделяющие элементы расположены в вертикальных каналах графитовой кладки. Реакторы такого типа мощностью 1000 МВт и более называются РБМК (реактор большой мощности канальный) илиLWGR;

3) CANDUтип теплового ядерного реактора, разработанного в Канаде и широко там применяемого. В нем используется естественный необогащенный уран и тяжелая вода в качестве замедлителя и теплоносителя;

4) газографитовый реактор охлаждается газом (в основном гелием или CO₂), в котором графит используется как замедлитель. Действующие установки имеются в США и Англии (типAGR);

5) реактор на быстрых нейтронах (БН) ядерный реактор, в котором основное число делений вызвано быстрыми нейтронами. Не имеет замедлителя. В качестве теплоносителя используется жидкий металл (натрий). Действуют во Франции (FENIX), России, а также в Японии (MONZU).

Практически вся мировая энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из названия, их активная зона размещается в толстостенном цилиндрическом корпусе (см. рисунок 1.14).

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, в нем и теплоносителем и замедлителем нейтронов является вода. Размеры реактора ВВЭР – 1000 приведены на рисунке 1.14, вес корпуса с крышкой составляет 400 тонн, что очень затрудняет его изготовление и транспортировку. Это явилось основной причиной разработки принципиально новой конструкции реактора, позволяющей его транспортировать по частям и осуществлять сборку непосредственно на месте.

Рисунок 1.14 - Ядерный реактор ВВЭР – 1000

а – продольный разрез; б – общий вид;

1 – привод стержней СУЗ; 2 – шпилька с колпачковой гайкой; 3 – крышка корпуса реактора; 4 – корпус реактора; 5 – подвесная шахта; 6 – кольцевое уплотнение; 7 – пояс активной зоны; 8 – ТВС; 9 – ТВС с регулирующим элементом

Альтернативой корпусным стали реакторы РБМК – реакторы большой мощности канального типа. Их строили только в СССР. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется небольшой реактор малого диаметра. Замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. В нижнюю часть реактора с помощью циркуляционного насоса подается вода и под давлением движется вверх, омывая пучки тепловыделяющих сборок. При этом вода нагревается до состояния кипения, и пар направляется на турбину, или в парогенератор (у двухконтурных АЭС).

Главное преимущество реакторов типа ВВЭР перед РБМК состоит в их большей безопасности. Это определяется тремя причинами:

1. реактор ВВЭР не имеет положительных обратных связей, т.е. при потере теплоносителя цепная реакция горения ядерного топлива затухает, а не разгоняется, как в РБМК;

2. активная зона ВВЭР не содержит горючего вещества (графита), которого в РБМК около двух тысяч тонн;

3. реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивности даже при разрушении корпуса.

В энергетике СССР реакторы типа РБМК получили широкое распространение, но после аварии на Чернобыльской АЭС их выпуск полностью прекращен. Сейчас Россия производит только усовершенствованные высоконадежные корпусные реакторы типа ВВЭР.

Реакторы типа ВВЭР используются для строительства двухконтурных АЭС. Первый контур расположен в реакторном отделении. Известно, что температура кипения находится в прямой зависимости от давления. На выходе из реактора вода имеет температуру 322 градуса, но при давлении 160 атмосфер она не кипит. При таком давлении для образования пара необходима температура 346 градусов. Поэтому в первом контуре циркулирует только вода. Из ядерного реактора вода поступает парогенератор (ПГ), представляющий собой емкость, частично заполненную питательной водой. Вода, поступающая из ядерного реактора, проходит по многочисленным трубам ПГ и нагревает воду второго контура. В ПГ поддерживается давление порядка 60 атмосфер. При таком давлении вода закипает уже при температуре 275 градусов и генерируемый пар подается на турбину.

В одноконтурных АЭС с реакторами типа РБМК через реактор и турбину циркулирует одно и то же рабочее тело. Пароводяная смесь из реактора подается в барабан – сепаратор, служащий для отделения пара и воды. Образующийся пар с параметрами 65 атмосфер и 280 градусов направляется прямо на турбину. Пар, получаемый в реакторе и сепараторе, является радиоактивным, поэтому все элементы схемы одноконтурной АЭС нуждаются в биологической защите, что существенно осложняет как эксплуатацию, так и утилизацию отработавшего свой срок оборудования. Для примера на рисунке 1.15 приведена схема двухконтурной АЭС. Радиоактивный контур (РК) выделен пунктирной линией.

Все вышесказанное относится к реакторам на тепловых нейтронах. Кроме них существуют еще реакторы на быстрых нейтронах. Первый реактор такого типа был пущен в СССР в 1973 году в г. Шевченко, его мощность 350 МВт. Второй реактор БН – 600 (его мощность 600 МВт) введен в действие на Белоярской АЭС.

Рисунок 1.15 - Схема двухконтурной АЭС

Р – реактор, ПГ – парогенератор, ГЦН – главный циркуляционный насос, Т-турбина, К – конденсатор, КН – конденсатный насос,

ЦН – циркуляционный насос, Др – деаэратор.

В качестве ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах используется изотопы урана 233, или плутония 239, которые могут самопроизвольно делиться. Однако в природе эти изотопы практически не встречаются и могут быть получены лишь в реакторах – размножителях из урана 238 и тория 235 путем бомбардировки их ядер нейтронами. Процесс этот довольно сложен, поэтому реакторы на быстрых нейтронах до сих пор находятся в стадии опытной эксплуатации. Многие страны отказались от реакторов такого типа, но интерес к ним все же поддерживается тем, что в природном уране содержится всего 0,71% изотопа урана 235, используемого в реакторах на тепловых нейтронах, а остальные 99,29% составляет изотоп урана 238, из которого в реакторах – размножителях получают топливо для реакторов на быстрых нейтронах.

Особенности АЭС:

1. Не привязаны к топливной базе. Могут сооружаться в любом месте при наличии источника водоснабжения. По соображениям безопасности строятся вдали от населенных пунктов.

2. Выработанную электроэнергию выдают в систему на повышенном напряжении.

3. Низкоманевренны.

4. Работают по свободному графику выработки электроэнергии.

5. В сравнении с ТЭС существенно меньше загрязняют своими выбросами окружающее пространство.

Схемы выдачи мощности АЭС аналогичны КЭС, т.е. имеют блочный принцип построения. Для реакторов мощностью 1000 – 1500 МВт используют укрупненные блоки, в которых один реактор работает на две турбины.

В схеме собственных нужд имеется много механизмов, относящихся к категории особо ответственных, требующих резервирования и автономных источников питания.