Атомная электростанция (АЭС).
Ядерные реакторы АЭС могут быть двух основных типов — работающие на быстрых нейтронах (их часто называют реакторами-размножителями или бридерами) и работающие на замедленных (тепловых) нейтронах. Применяя первый тип реактора, можно гораздо полнее использовать природное ядерное горючее. Единственным имеющимся в природе веществом, ядра которого могут самопроизвольно (спонтанно) делиться, является изотоп урана 235U. Ядра изотопов плутония 239Рu и урана 233U, имеющих способность самопроизвольного деления, являются делом человеческих рук; в природе эти изотопы практически не встречаются. Изотопы урана 238U и тория 232 Th имеются в природе в относительно большом количестве, но их ядра не делятся. Эти изотопы могут быть превращены в 239 Рu и 233U путем бомбардировки их ядер нейтронами. Таким образом, применительно к реактору-размножителю можно рассматривать 239Рu и 233U как исходное ядерное топливо, a 238U и 232Th — как своего рода сырье, из которого в реакторе получается вторичное ядерное топливо: новые порции 239Рu и 233U. Следовательно, в реактор-размножитель загружается исходное ядерное топливо (239Рu или 233U) и «атомное сырье» (238U или 232Th).
Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, дает вторичное ядерное топливо (239Pu или 233U) в количествах, превышающих первоначальную загрузку (вспомним, что коэффициент воспроизводства равен 1,6), — отсюда и название: реактор-размножитель. Итак, не будем забывать, что начало всем описанным ядерным превращениям дает 235U — единственное природное, первичное ядерное топливо. Расходуемое и воспроизводимое ядерное топливо является, как правило, одними и теми же изотопами в одних реакторах 239Рu, в других — 233U.
На рисунке представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Сразу же бросается в глаза, что правая часть схемы, оборудование которой не входит в состав реакторной установки (границы реакторной установки очерчены в левой части схемы), ничем не отличается от схемы паросиловой установки (см. рис. на с. 15).
Действительно, в обоих случаях мы видим те же элементы: паровую турбину, электрический генератор, конденсатор, водяной насос. Принципиальное различие заключается в том, что в паросиловой установке водяной пар производится в котле (парогенераторе) за счет тепла сжигаемого органического топлива, а на АЭС (с реакторами как на быстрых, так и на тепловых нейтронах) — в теплообменнике-парогенераторе или непосредственно в реакторе за счет тепла ядерной реакции. Паровой котел и ядерный реактор — вот два взаимоисключающих элемента ТЭС и АЭС, делающие эти два типа электростанций различными. Реакторы на быстрых нейтронах, как мы уже говорили, находятся в настоящее время в стадии разработки и опытной эксплуатации. В Советском Союзе (после проведения опытных работ на установках относительно малой мощности) первый крупный атомный реактор на быстрых нейтронах был введен в действие в 1973 г. в г. Шевченко на берегу Каспийского моря. Его приведенная электрическая мощность составляет 350 МВт.
Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.
Поэтому реактор называется БН-350. Его действительная электрическая мощность 150 МВт. Большое количество тепла расходуется на опреснение морской воды. На Белоярской АЭС (на Урале) введен в действие еще более крупный реактор на быстрых нейтронах — БН-600 электрической мощностью 600 МВт. Работы в этом направлении продолжаются.
Практически же в настоящее время используются энергетические реакторы второго типа, работающие на замедленных тепловых нейтронах. Первый атомный реактор был сооружен в 1942 г. в США под руководством Э. Ферми, а первый в Европе атомный реактор был построен в СССР в 1946 г. под руководством И. В. Курчатова. Первая в мире промышленная АЭС была пущена в эксплуатацию в нашей стране (г. Обнинск Калужской области) 27 июня 1954 г. Ее электрическая мощность составляет 5 тыс. кВт. Атомная энергетика особенно за последнее десятилетие развивается очень быстро. В настоящее время мощность АЭС всех стран мира превышает 100 млн. кВт. Единичная мощность (электрическая) ядерных реакторов достигает 1 млн. кВт и даже больше, в недалеком будущем она составит 1,5— 2 млн. кВт, а вполне возможно и более.
В реакторе на тепловых нейтронах обязательно должны присутствовать в качестве главных элементов ядерное топливо и замедлитель, которые размещаются вместе. Объем, в котором они находятся, называется активной зоной реактора. Активная зона — это сердце реактора. В ней протекают ядерные реакции, сопровождаемые выделением огромной энергии, происходит замедление быстрых нейтронов, производится с помощью специального вещества (теплоносителя) отвод тепла — конечного продукта реактора.
Ядерное топливо, находящееся в активной зоне реактора, распределяется по тепловыделяющим элементам (ТВЭЛам). Тепловыделяющий элемент состоит из сердечника и оболочки. Основной «материал» сердечника — ядерное топливо, которое может быть в виде чистого металлического урана или плутония, сплавов этих металлов с алюминием, цирконием, хромом или висмутом, в виде керамических изделий (окислов или карбидов). Сердечник может содержать «сырьевое» ядерное вещество 238U или 232Th. Сердечники делаются различной формы, но чаще всего цилиндрической.
Оболочка ТВЭЛа должна надежно отделять сердечник от омывающего ТВЭЛ теплоносителя и потому быть герметизирующей. К материалу оболочки предъявляются очень высокие требования. Он должен обладать большой механической прочностью, высокой коррозионной и термической стойкостью, устойчивостью в интенсивном нейтронном потоке. Чаще всего оболочка делается (в зависимости от условий работы, прежде всего от температуры) из сплавов алюминия и циркония, нержавеющей стали или графита высокой плотности.
ТВЭЛы собирают в специальные пакеты, кассеты и блоки (так называемые сборки) и размещают в активной зоне реактора, которую для сокращения утечки нейтронов окружают отражателем нейтронов, состоящим чаще всего из того же вещества, что и замедлитель. Применение отражателя, как показывает само его название, позволяет вернуть в активную зону часть «выскочивших» из нее нейтронов. Это происходит в результате упругих столкновений нейтронов с ядрами атомов отражателя. Вслед за отражателем, снаружи реактора, помещается защита реактора от радиоактивных излучений, или, как ее называют, биологическая защита. Радиоактивные излучения состоят из нейтронов и других частиц. Главный источник излучения — активная зона реактора, а также конструкционные материалы, подвергающиеся нейтронной бомбардировке и поглощающие нейтроны (так называемое наведенное излучение).
Биологическая защита чаще всего выполняется из высококачественного бетона, который содержит около 10% воды, что имеет в данном случае большое значение, так как вода является хорошим поглотителем. В случае использования бетона как защиты от радиоактивного излучения в него часто добавляется карбид бора, являющийся сильным поглотителем нейтронов. Частицы, составляющие радиоактивное излучение, сначала в результате столкновений с ядрами атомов вещества, являющегося защитой, замедляются, а затем поглощаются. Защита резко ослабляет радиоактивное излучение ядерного реактора, но не может его полностью уничтожить. Реактор всегда является источником радиоактивного излучения, но при правильном его исполнении и эксплуатации оно весьма мало и столь же безопасно, как и излучение, поступающее на Землю из космоса. Однако безопасность —один из важнейших вопросов в атомной технике, он всегда находится в центре внимания специалистов.
Существующие конструкции реакторов различаются между собой главным образом в зависимости от того, какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора.
Наибольшее распространение имеют водо-водяные реакторы, в которых обычная вода служит и замедлителем нейтронов и теплоносителем; уран-графитовые реакторы (замедлитель — графит, теплоноситель — обычная вода); газографитовые реакторы (замедлитель — графит, теплоноситель — газ, чаще всего углекислота); тяжеловодные реакторы (замедлитель — тяжелая вода, теплоноситель — либо тяжелая вода, либо обычная вода).
Схема устройства водо-водяного реактора.
В энергетике Советского Союза широкое применение получили водо-водяной и уран-графитовый реакторы, на которых мы кратко остановимся.
Принципиальная схема водо-водяного реактора дана на рисунке. Активная зона реактора представляет собой емкость, в которой находится вода и погруженные в нее сборки тепловыделяющих элементов. Вода непрерывно поступает в реактор, протекает через его активную зону, забирает тепло от тепловыделяющих элементов, в результате чего температура ее повышается, и выходит из реактора. Следовательно, тепло, образовавшееся в результате ядерной реакции, передается воде.
Схема устройства водо-водяного реактора и теплообменника- парогенератора.
Схематически представленные ядерный реактор и теплообменник-парогенератор являются основными элементами АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах. Эта схема двухконтурная. Вода, соприкасающаяся в активной зоне с ТВЭЛами и забирающая от них тепло (функция реакторной воды как теплоносителя), передает это тепло в теплообменнике также воде, но не протекающей через активную зону реактора и потому не представляющей опасности с точки зрения радиоактивного излучения. Таким образом, как это видно из рисунка, задачей первого водяного контура является передача тепла, полученного в активной зоне реактора, воде второго контура.
По причинам, о которых будет сказано ниже и о которых, возможно, читатель уже догадывается, вода второго контура в результате передачи ей тепла от воды первого контура обязательно должна быть превращена в пар. Именно поэтому теплообменник называется также парогенератором. Но вода первого контура является греющей, а вода второго контура — обогреваемой. Следовательно, температура воды или пара второго контура никак не может быть выше температуры воды первого контура. Возможно ли испарить воду второго контура за счет тепла, передаваемого ей водой первого контура?
Оказывается, возможно. И даже весьма просто. Вспомним хорошо известную истину о том, что температура парообразования, т. е. температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) — это как раз обычное давление пара в конденсаторе паросиловой установки (см. рис. на с. 15) — температура парообразования (конденсации) равна 29°С; при давлении 1 ата температура парообразования равна 99,6°С; при давлении 160 ата — уже 347,3°С. Поэтому, если давление воды в первом контуре выше, чем во втором контуре, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают.
В водо-водяном реакторе мощностью 1 млн. кВт (электрических), установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура — 60 ата. Температуры парообразования равны соответственно 347,3 и 275,6°С.
Поскольку давление воды в первом контуре всегда бывает высоким, активную зону водо-водяного реактора необходимо размещать в прочном, толстостенном корпусе, выполненном из высококачественного металла. Следовательно, водо-водяные реакторы всегда корпусного типа. Водо-водяные энергетические реакторы сокращенно именуются ВВЭР. Например, реактор Нововоронежской АЭС мощностью 1 млн. кВт (1000 МВт) именуется ВВЭР-1000.
Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором.
На рисунке представлена схема устройства АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах. Она во многом похожа на схему устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах (см. рис. на с. 41). Различие заключается в устройстве реакторной части. Схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах сложнее: здесь используется трехконтурная схема вместо двухконтурной, в качестве теплоносителя применяется жидкий щелочной металл. О трудностях, связанных с прямым использованием быстрых нейтронов, мы уже говорили.
Водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах в настоящее время являются наиболее распространенными на АЭС. Они используются в СССР, США, Франции, ГДР, Болгарии, Чехословакии, Финляндии и других странах.
В настоящее время наши ученые ведут работу по увеличению мощности ВВЭР до 2000 МВт.
Другим широко распространенным в Советском Союзе типом энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах является уран-графитовый реактор, где замедлителем нейтронов служит графит, а теплоносителем — обычная вода. Этот реактор не корпусной, а канальной конструкции.
На рисунке представлена схема устройства активной зоны уран-графитового энергетического канального реактора. Активная зона состоит из графитовой кладки, в которой сделаны вертикальные каналы. В большинстве каналов размещены тепловыделяющие кассеты. Топливом служит обогащенный уран, находящийся в кольцевом пространстве ТВЭЛа между внутренней рассчитанной на высокое давление трубкой, в которой протекает теплоноситель (обычная вода), и внешней тонкостенной трубкой. Схема АЭС с канальным уран-графитовым реактором на тепловых нейтронах существенно отличается от схемы АЭС с водо-водяным реактором (см. рис. с. 48). Это одноконтурная схема.
Схема устройства активной зоны уран-графитового канального реактора.
Теплоноситель — обычная вода, проходя через технологические каналы реактора, не только нагревается до температуры насыщения (парообразования), соответствующей давлению воды, но и частично испаряется. Реакторы такого типа, в которых вода (или другой теплоноситель) превращается в пар, называются кипящими.
Образовавшийся влажный пар (смесь пара и воды при одной и той же температуре насыщения) поступает в сепаратор, назначение которого — разделить влажный пар на сухой насыщенный пар и воду. Полученный сухой пар направляется в паровую турбину.
В правой части схемы показаны паровая турбина, электрический генератор, конденсатор пара, водяной насос.
Схема АЭС с канальным уран-графитовым реактором.
Это для читателя уже привычно. Вода из конденсатора подается в реактор, предварительно подогреваясь. Таково в принципе действие АЭС с канальным, кипящим, уран-графитовым реактором. Эти реакторы большой мощности получили краткое наименование — РБМК.
Важным этапом явилось создание большой серии реакторов РБМК мощностью 1 млн. кВт каждый. Первый реактор этой серии, установленный на Ленинградской АЭС, был передан в эксплуатацию в конце 1973 г. РБМК-1000 производит насыщенный пар при давлении 65 ат, или около 6,5 МПа, и температуре примерно 280°С. Реакторы этого типа являются основными при создании АЭС мощностью 4— 6 млн. кВт каждая. Развитие АЭС на базе РБМК связано с дальнейшим ростом мощности этих реакторов.
