75 группа 2 вариант / ГТ и ПГУ / Книги / Общая энергетика. Часть 2

Раздел 9. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

9.1. Ядерная энергия и механизм тепловыделения

9.1.1. Общие сведения о ядерной энергии

Ядерная энергия освобождается в виде тепловой в процессе торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер, движущихся с большими скоростями, и поглощения их кинетической энергии веществом теплоносителя.

Полная энергия связи – энергия, необходимая для деления ядра на отдельные протоны и нейтроны, или энергия, выделяющаяся при синтезе ядра из отдельных протонов и нейтронов. Если известна масса т ядра, состоящего из Z протонов и (А–Z) нейтронов, то его полную энергию связи определяют по формуле

Eсв=[mpZ + mn(A–Z) - m]c2,

(9.1)

где mp – масса протона; mn – масса нейтрона; А – массовое число, равное числу протонов и нейтронов в ядре; с – скорость све-

та.

Так, для 238U Ecв = 1780 МэВ, для кислорода Есв = 127,2 МэВ, для дейтрона, состоящего из одного протона и одного нейтрона,

Есв = 2,2 МэВ.

Удельная энергия связи ядра – энергия, приходящаяся на один нуклон (общее название протона и нейтрона), для большинства ядер (с А = 50...90) примерно постоянна и составляет

8,5 МэВ.

В области тяжелых ядер она уменьшается, достигая значения 7,6 МэВ для урана. Таким образом, наиболее стабильными оказываются элементы с массовыми числами приблизительно от 20 до 200, поэтому энергетически выгодно производить деление тяжелых ядер и синтез легких. Чтобы освобождение ядерной энергии началось, надо подвести некоторую начальную энергию – энергию активации Еа.

9.1.2. Деление ядер нейтронами

Попытки освобождения энергии связи ядра путем бомбардировки его протонами и другими заряженными частицами оказались неудачными из-за противодействия кулоновских сил. Освобождение ядерной энергии стало возможным после открытия английским ученым Чадвиком нейтрона в 1932 г., которое базировалось на основе экспериментов, проводившихся немецкими

226

учеными Бете и Беккером в 1930 г. и французскими учеными Ирен и Фредериком Жолио-Кюри в 1932 г. Не обладая зарядом, нейтрон оказался идеальным снарядом для деления ядер, открытого немецкими учеными Ганом и Штрассманом в 1939 г.

По скорости движения различают медленные (тепловые) нейтроны, энергия которых Еn = 0,03...0,5 эВ (скорость несколько тысяч метров в секунду), промежуточные – Еn = 1...1·103 эВ и

быстрые – Еn = 1·105эВ и более. Энергия активации зависит от вида ядер и применяемых снарядов. Так, 235U, 233U и 239Рu де-

лятся под действием тепловых нейтронов, a 232Th и 238U – при бомбардировке быстрыми нейтронами.

Не все нейтроны, направляемые на мишень, сталкиваются с ее ядрами, а из столкнувшихся не все вызывают соответствующую реакцию. Если нейтрон не поглощается ядром, а только сталкивается с ним, он теряет часть своей энергии, т.е. замедляется. При замедлении (упругом и неупругом рассеянии энергии) быстрый нейтрон может стать промежуточным, медленным (или тепловым).

Процесс деления ядра проще всего представить с помощью капельной модели. В ядре-капле действуют противоположные силы: электростатическое (кулоновское) отталкивание протонов стремится разорвать ядро-каплю на составные части, а поверхностные силы, обусловленные ядерным взаимодействием нуклонов, противодействуют распаду ядра. Ядро, поглотившее нейтрон, возбуждается и подобно жидкой капле начинает колебаться.

Если нейтрон с кинетической энергией WK захватывается делящимся ядром, то образующееся промежуточное ядро приобретает энергию возбуждения Wвозб, равную сумме кинетической энергии и энергии связи поглощенного нейтрона в промежуточ-

ном ядре. Если Wвозб > Еа, то ядро делится, если, напротив, Евозб < Еа, то энергия возбуждения передается какой-либо части-

це, испускаемой ядром. Так как энергия связи существенно зависит от того, является ли число нейтронов в ядре N = A - Z четным или нечетным, Бору удалось вывести правило (правило Бора), согласно которому ядра с нечетным числом нейтронов (большая Wвозб) в основном делятся тепловыми нейтронами, тогда как ядра с четным числом нейтронов (малая Wвозб) делятся только под действием быстрых нейтронов.

227

9.1.3. Цепные реакции деления ядерных топлив

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 г. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко – единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 г. введён в действие реактор И-1 по производству плутония, а 27 июня 1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах – замедлителях – в воде, тяжелой воде, бериллии, графите и др.

Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712 % 235U, делящегося при захвате тепловых

228

нейтронов. Остальную массу составляет 238U, который обладает большим сечением захвата тепловых нейтронов, поэтому осуществить цепную реакцию с ними можно только при тщательном расчете системы топливо – замедлитель в реакторах очень больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в него 235U.

Энергия связи нуклона в ядре 235U равна примерно 7,5 МэВ. Проникновение в ядро нейтрона, несущего энергию, равную или большую энергии связи, может привести к распаду ядра урана235 и появлению осколков деления, которые представляют собой радиоактивные ядра химических элементов. Таким образом, при делении ядра 235U образуются осколки деления, которые будучи положительно заряженными, как и вообще ядра всех химических элементов в природе, отталкиваются друг от друга под действием кулоновских сил и разлетаются с высокой скоростью, унося из точки деления энергию, рожденную при распаде, в виде кинетической энергии. Кроме этого, энергия деления уносится также и другими продуктами деления, как показано в табл. 9.1.

Одним из продуктов деления являются нейтроны. Они вызывают последующий акт деления, что и является основой механизма осуществления самоподдерживающей цепной реакции деления ядерного топлива.

Рис 9.1. Схема цепной реакции деления в ядерном топливе

Реакцию деления в общей форме можно записать так:
92238 U + n А1 + А2 + 2,5n.	(9.2)

229

230

Символ n означает нейтрон, а А1 и А2 – два осколка деления, представляющие собой радиоактивные многократно ионизованные атомы различных элементов из средней части периодической таблицы Д.И. Менделеева.

Схема реализации такого процесса в массе ядерного топлива представлена на рис. 9.1. В среднем за каждый акт деления 235U испускается (2,5 ± 0,1) нейтрона.

Ядерные реакторы, использующие в реакциях деления в основном медленные нейтроны, называются тепловыми. Однако одновременно в процессе принимает участие и 238U, и он тоже может испытывать деление, но энергия набегающих нейтронов при этом должна быть гораздо выше, чем для урана-235. Такие ядерные реакторы, где специально организуется деление 238U, называются быстрыми. Если нейтрон поглощен ядром урана-238, но деления не происходит, то образуется плутоний239, который может быть в дальнейшем использован как топливо в тепловых реакторах. Большинство действующих в настоящее время в мире атомных электростанций работают на тепловых реакторах.

Таблица 9.1. Энергетический баланс деления ядра урана-235

	Продукты деления	Уносимая энергия,
		МэВ
	Осколки деления (кинетическая энергия)	166,0
	Энергия нейтронов, испускаемых при делении	4,9
	(кинетическая энергия)
	Гамма-кванты (энергия мгновенного γ-излучения)	7,2
	Электроны, испускаемые осколками деления (ки-	9,0
	нетическая энергия)
	Гамма-кванты осколков деления	7,2
	Нейтрино, сопровождающие бета-распад	10,0
	Всего	204,3

Принципиальным отличием способа получения энергии на атомной электростанции от тепловой, использующей органическое топливо, является то, что процесс горения на традиционной электростанции затрагивает лишь электронные оболочки взаимодействующих в процессе химических реакций атомов, а на атомной электростанции генерация энергии происходит на уровне ядер атомов. Это, конечно, совершенно иной, более высокий уровень техники и требует соответствующих, более глубоких инженерных решений и более высокой организации техноло-

231

гических процессов на электростанции. Но, соответственно, и количество получаемой при этом энергии намного больше: 1 т ядерного топлива эквивалентна 84 000 т угля.

Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлических блоков, отличающихся высокой эффективностью использования нейтронов, хорошей теплопроводностью и высоким сопротивлением термическим ударам (внезапным изменениям теплового режима при включении и выключении реактора). Но твердое металлическое ядерное топливо имеет и ряд недостатков: низкую температуру плавления (tпл = 1 133°С), малую прочность; испытывает фазовые превращения при температуре до 600°С, что не позволяет применять его в реакторах большой удельной мощности. Для устранения этих недостатков разрабатывают различные виды керамического ядерного топлива – дву-

окись урана UО2 (tпл = 2 800 °С), карбид урана UC (tпл = 2700 °С), силицид урана USi2 (tпл = 1700 °С) и др.

9.2.Типы ядерных реакторов

9.2.1.Общие положения

Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе.

Ядерное горючее получают из природного урана, который добывают либо в шахтах, либо в открытых карьерах, либо способом подземного выщелачивания. Природный уран – это смесь в основном неделящегося изотопа урана 238U (более 99 %) и делящегося изотопа 235U (0,71 %), который, соответственно, и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогащение урана.

Для этого природный уран (рис. 9.2) направляется на обогатительный завод, после переработки на котором 90 % природного обедненного урана направляются на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3 – 4,4 % для энергетических реакторов). Обогащенный уран (точнее – диоксид урана) передается на завод, изготавливающий твэлы – тепловыделяющие элементы. Из диоксида урана изготавливают цилиндрические таблетки диаметром около 9 мм и высотой 15 – 30 мм. Эти таблетки помещают в герметичные тонкостен-

232

ные циркониевые трубки длиной почти в 4 м. Это и есть твэлы. Твэлы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС) по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора. Все дальнейшие процессы «горения» – расщепления ядер 235U с образованием осколков деления, радиоактивных газов, распуханием таблеток и т.д. – происходят внутри трубки твэла, герметичность которой должна быть гарантирована.

После постепенного расщепления 235U и уменьшения его концентрации до 1,26 % (рис. 9.2), когда мощность реактора существенно уменьшается, ТВС извлекают из реактора, некоторое время хранят в бассейне выдержки, а затем направляют на радиохимический завод для переработки.

Таким образом, в отличие от ТЭС, где топливо сжигается полностью, на АЭС добиться 100 % расщепления ядерного горючего невозможно. Отсюда и невозможность оценивать КПД АЭС с помощью удельного расхода условного топлива. Здесь же подчеркнем, что на АЭС не используется воздух для окисления топлива, отсутствуют какие-либо выбросы золы, оксидов серы, азота, углерода и так далее, характерные для ТЭС. Мало того, даже радиоактивный фон вблизи АЭС меньше, чем у ТЭС (этот фон создается элементами, содержащимися в золе).

Рис. 9.2. Превращение ядерного горючего в топливном цикле (для водо-водяного реактора ВВЭР-1000)

Результатом деления ядер расщепляющихся элементов в ядерном реакторе является выделение огромного количества тепла, которое используется для получения пара. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через

233

всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.

Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой погло-

	щающей		способностью
	по отношению к нейтро-
	нам. Основными замед-
	лителями являются					во-
	да, тяжелая вода, гра-
	фит.
	В	настоящее			время
	наиболее освоены реак-
	торы		на	тепловых
	нейтронах. Такие реак-
	торы (рис 9.3) конструк-
	тивно	проще		и	легче
	управляемы по				сравне-
	нию	с	реакторами			на
	быстрых нейтронах. Од-
	нако		перспективным
	направлением			является
	использование				реакто-
	ров на быстрых нейтро-
	нах с расширенным вос-						Рис. 9.3. Схематическое устройство ге-
	производством			ядерного
							терогенного реактора на тепловых

горючего – плутония, что		нейтронах: 1 – управляющий стержень;
позволит	использовать	2 – биологическая защита; 3 – тепло-
большую	часть урана-	изоляция; 4 – замедлитель; 5 – ядерное
238.		топливо; 6 – теплоноситель

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Основной характеристикой реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной ре-

234

акции, в которой происходит 3×1016 актов деления в 1 с. Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

-активной зоны с ядерным топливом, теплоносителем и замедлителем;

-отражателя нейтронов, окружающего активную зону;

-радиационной защиты;

-системы управления и защиты реактора.

Рассмотрим основные элементы ядерного реактора более подробно.

Активная зона ядерного реактора – пространство, в кото-

ром происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления. В состав активной зоны входят: ядерное топливо, замедлитель и теплоноситель.

Делящееся вещество может быть конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны (гетерогенный реактор) либо быть в смеси с ними (гомогенный реактор). Теоретически наилучшей формой активной зоны является шар как фигура, имеющая наименьшую площадь поверхности для заданного объёма, однако по конструктивным соображениям активную зону чаще всего выполняют в виде цилиндра или в форме, приближенной к цилиндру

Вкачестве замедлителя используют следующие вещества: воду, тяжёлую воду, графит, бериллий, органические жидкости.

Вкачестве теплоносителя применяются: вода, водяной пар, тяжёлая вода, органические жидкости, гелий, углекислый газ и жидкие металлы (преимущественно натрий).

Отражатель нейтронов состоит, как правило, из того же ве-

щества, что и замедлитель. Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и других параметров реактора, так как отражатель возвращает назад в зону часть вылетевших из активной зоны нейтронов.

Радиационная защита включает, прежде всего, железобетонные и металлические оболочки ядерных реакторов, а также целый комплекс технологических систем, предназначенных для исключения в режиме нормальной эксплуатации выброса радиоактивных элементов из технологического оборудования АЭС, а в случае аварийной ситуации для локализации развития аварии в пределах АЭС.

235