Этапы освоения ядерной энергии

Открытие и использование ядерной энергии является одним из крупнейших событий прошедшего века. К сожалению, это величайшее достижение науки заявило о себе огромными разрушениями японских городов Хиросима и Нагасаки, на которые в августе 1945 года были сброшены американские атомные бомбы. Но затем наступил и июнь 1954 года, когда в Советском Союзе в г. Обнинске была пущена первая в мире атомная электрическая станция мощностью 5 МВт, открывшая дорогу мирному использованию энергии атома. 27 июня 1954 года признан в мире как день рождения атомной энергетики. Работы над проектами энергетических реакторов начались сразу же после успешного испытания в 1949 году отечественного ядерного оружия и велись теми же темпами.

Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую оче­редь природе открытого в 1932 г. нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они не дол­говечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 мин, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.

По значению энергии нейтронов Е_п их подразделяют на тепло­вые, промежуточные и быстрые. Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающей­ся при тепловом равновесии со средой.

В 1938 году немецкие физики О. Ган и Ф. Штрасман обнаружили, что в результате бомбардировки урана нейтронами образуются ядра новых элементов, в том числе бария. Вскоре австрийские физики Л. Майтнер и О. Фриш установили, что ядро изотопа урана с атомным весом 235 под воздействием нейтрона разбивается на два осколка. Этот процесс был назван делением ядер.

В 1940 году советские ученые Г.Н. Флеров и К.А. Петржак обнаружили процесс самопроизвольного деления ядер атомов, являющегося разновидностью радиоактивного распада ядра. При делении ядер тяжелых элементов (уран, плутоний, торий) масса новых элементов оказывается меньше массы исходных ядер, т.е. в результате реакции деления происходит потеря массы, сопровождаемая большим выделением энергии. При этом число нейтронов, испускаемых при делении ядра ²³⁵Uоказывается равным 2 или 3, что позволяет осуществить цепную реакцию.

Все эти открытия были сделаны накануне второй мировой войны, развязанной фашистской Германией, и стали основой драматической гонки за лидерство в создании атомной бомбы. Первый атомный реактор был пущен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми, а первый в Европе был построен в СССР в 1946 году под руководством И.В. Курчатова. Успешно завершив разработку вслед за США ядерного оружия советские ученые стали лидерами в мирном применении атомной энергии.

Современная ядерная энергетика основана на использования
энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235
или получаемых искусственным путем изотопа урана-233 и плуто-
ния-239, которые принято называть делящимися материалами или
ядерным топливом. Природный уран содержит 99,28 % ²³⁸Uи всего 0,71 %
²³⁵Uи 0,006 % ²³³U.

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов состоит в том, что при соединении нейтрона с ядром образуется возбужденное ядро, которое может оказаться настолько неустойчивым, что распадается на два осколка – два ядра более лёгких элементов с испусканием двух или трех новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Отношение числа вновь созданных нейтронов к соответствующему числу исходных нейтронов называется коэффициентом размножения, который для реакции с ²³⁵Uна медленных нейтронах равен 2,46. Каждый из испускаемых при делении ядер нейтронов обладает значительной энергией, достаточной для деления всех изотопов урана, а также ²³²Thи ²³⁹Рu. Однако если энергию нейтронов
уменьшить до 0,025– 0,30 эВ, то такие тепловые нейтроны будут не способны вызвать деление ядер ²³⁸Uи ²³²Th.

Появляющиеся при делении ядер нейтроны подразделяются на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны составляют более 99% нейтронов деления. Запаздывающие нейтроны испускаются осколками деления в среднем через 12,4 с после момента деления ядра и составляют менее 1% нейтронов деления. Несмотря на это, они играют огром­ную роль в управлении цепной реакцией деления ядер и регулировании выделяемой энергии.

Технологический процесс получения энергии путем расщепления ядер тяжелых элементов намного сложнее процессов, основанных на сжигании топлива, и требует более тонкой и надежной системы регулирования. Нарушение устойчивости регулируемой цепной реакции может привести к непоправимым последствиям. Но, несмотря на эти сложности и риски после пуска первой АЭС начинается бурный рост атомной энергетики. За четверть века пройден путь от мощности в 5 МВт до крупнейших атомных электростанций с энергоблоками единичной мощностью по 1000 МВт.

Установленная мощность атомных электростанций мира на 2011 год превысила 350 млн. кВт. Общее число реакторов, работающих на АЭС мира, превысило 450. В США работает более 100 реакторов с общей мощностью 101,5 млн. кВт, во Франции – 58 реакторов на 63 млн. кВт, в Японии – 52 реактора на 45 млн. кВт, в России – 33 реактора на 23 млн. кВт.

В чем причина такого стремительного роста? Главная положительная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой «калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связан­ные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля. Поэтому АЭС в первую очередь целесообразны в тех регионах, где развита промышленность и ощутим дефицит органиче­ского топлива. Эксплуатация атомных электростанций в России дает в целом по стране снижение расхода топлива в энергетике на 35– 40 млн. т у. т. еже­годно.

Атомные электростанции имеют большое преимущество перед ТЭС в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выбросов золы, вредных оксидов серы и азота. В связи с истощением запасов органического топлива атомные электростанции сегодня представляют пока единственный реальный путь обеспечения быстро растущих потребностей челове­чества в электроэнергии.

Быстрое развитие атомной энергетики стало возможным благо­даря большому размаху работ по ядерной физике, созданию и ос­воению новых типов. атомных реакторов, Но были и периоды. негативного отношении к АЭС после Чернобыля (!986 г.) и Фукусимы (2011 г.), которые заканчивались новым разворотом в сторону ядерной энергетики.

 

АЭС на тепловых нейтронах

На современных атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерных энергетических реакторах на тепловых нейтронах. Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рисунок6.1) являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, образующие так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионноустойчивую защитную трубку-оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющей таким образом отвод тепла из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и то, же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для уменьше­ния утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону. Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных из­лучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Бетон содержит до 10% (по массе) физически связанных молекул воды и замед­ляет быстрые нейтроны, а затем поглощает их. Роль защиты в ре­акторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Толщина бетонной за­щиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоак­тивные излучения не превыша­ли специально установленных норм. В допустимых дозах они не опасны, как не опасны слабые радиоактивные излучения, при­ходящие на землю из космоса.

Около 40% всех рожден­ных при делении ядер ²³⁵Uнейтронов полезно поглощает­ся другими ядрами ²³⁵U, не ме­нее 50% неизбежно поглоща­ется в инертном ²³⁸U, в замед­лителе, теплоносителе и кон­струкционных материалах, рас­положенных в активной зове. При этом на утечку наружу мо­жет приходиться не более 10% общего числа рожденных нейтронов.

Рисунок 6.1. Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах:

1–тепловыделяющие элементы; 2–замедлитель; 3–отражатель; 4–корпус реактора; 5–бетонная защита; 6–вход теплоносителя; 7–регулирующие стержни; 8–выход теплоносителя.

 

Если объем активной зоны относительно мал, то утечка нейтронов превышает «допустимую» и самоподдержи­вающаяся реакция деления ядер ²³⁵Uне происходит. С ростом объема активной зоны утечка нейтронов относительно уменьшается. При вполне определенном ее объеме, когда достига­ется вышеназванный баланс нейтронов, начинается самоподдержи­вающаяся цепная реакция деления ядер ²³⁵U. Этот объем назы­вается критическим, а соответствующая ему масса топлива – критической массой. Однако реактор с загрузкой, равной критической, длительно работать не может поскольку в процессе работы топливо выгорает. Поэтому в действи­тельности загрузка реактора в несколько десятков раз превышает критическую, но при этом для обеспечения требуемого баланса нейтронов в активную зону реактора вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. Такие стержни назы­ваются компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную загрузку топлива или, по специальной терминологии, из­быточную реактивность реактора. При работе реактора по мере выгорания топлива компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны и таким образом реактор непрерывно поддер­живается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т. е. для поддержа­ния ее на заданном уровне.

Существующие конструкции реакторов на тепловых нейтронах во многом определяются тем, какие вещества используются в качестве замедлителя и теплоносителя.

На атомных электростанциях России в качестве замедлителей
используют обычную воду и графит, а в качестве теплоносителя обыкновенную воду. Это и определило два типа ядерных реакторов: водо-водяные реакторы, в которых вода является и замедлителем и теплоносителем и уран-графитовые реакторы, в которых замедлителем является графит, а теплоносителем вода.

К первому типу относятся реакторы марки ВВЭР. Активная зона реактора представляет собой емкость, заполненную водой с погруженными в нее сборками тепловыделяющих элементов. Реакторы этого типа выполняются по двухконтурной схеме (рисунок 6.2). В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело-пар движутся по самостоятельным контурам (соответственно пер­вому и второму), общим элементом которых является парогенера­тор. Нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (теплообменник), отдает теплоту рабочему телу и циркуляционным насосом снова возвращается в реактор. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу, затем кон­денсируется в конденсаторе, а конденсат питательным насосом по­дается в парогенератор. Таким образом, радиоактивный контур теп­лоносителя включает не все оборудование станции, а лишь его часть.

 

 

Рисунок 6.2. Схема АЭС с реактором типа ВВЭР:

1–реактор; 2–парогенератор; 3–паровая турбина; 4– генератор; 5–конденсатор;

6–циркуляционный насос; 7– питательный насос.

 

Энергоблоки с реакторами ВВЭР-440 первого поколения введены в эксплуатацию в 1972 году. В 1980 году на Нововоронежской АЭС был пущен первый блок с реактором ВВЭР-1000. Эти реакторы выпускаются на заводе «Атоммаш» и имеют высокопрочный корпус, выполненный из специальных сталей путем длительной и сложной технологии упрочнения. Вода первого контура имеет давление 16,5 МПа и температуру 350 ⁰С, что обеспечивает надежный отвод тепла из корпуса реактора. Во втором контуре давление принято 5,9 МПа, что приводит к образованию пара с температурой 289 ⁰С. При таких сравнительно низких параметрах острого пара блок оснащается одним турбогенератором на 1000 МВт с n=1500 оборотов в минуту или двумя турбогенераторами 500 МВт при n=3000. Загрузка реактора составляет 66 тонн обогащенного урана, которого хватает на 900 дней работы.

Сегодня 6 реакторов типа ВВЭР-440 работают на Кольской и Нововоронежской АЭС, 7 реакторов типа ВВЭР-1000 работают на Балаковской, Калининской и Нововоронежской АЭС. Недавно после долгого перерыва из-за аварии на Чернобыльской АЭС пущен в работу реактор ВВЭР-1000 на Ростовской (Волгодонской) АЭС. Готовится к пуску такой же блок на Калининской АЭС. В планах строительство Балтийской, Калининской-2, Ленинградской-2 АЭС с блоками ВВЭР-1200. Ежегодно на реакторах типа ВВЭР в России вырабатывается около 40 млрд. кВт·ч электроэнергии.

Другим типом энергетических ядерных реакторов в России является уран-графитовый реактор типа РБМК с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя. Этот реактор имеет канальную конструкцию. Активная зона в них состоит из графитовой кладки, в которой сделаны вертикальные каналы. В большинстве каналов размещаются тепловыделяющие кассеты. Ядерное топливо – обогащенный уран размещается в кольцевом пространстве ТВЭЛа между внутренней рассчитанной на высокое давление трубкой, по которой протекает теплоноситель, и внешней тонкостенной трубкой. В отличие от водо-водяных реакторов вода здесь кипит с образование паро-водяной смеси, которая поступает в барабан-сепаратор. В барабане влажный пар разделяется на воду и сухой пар, который затем поступает в турбину. Отработавший пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме имеется только один контур (рисунок 6.3), а теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию.

Достоинство одноконтурных схем по сравнению с двухконтурными состоит в их простоте и большей тепловой экономичности.

Первые энергоблоки ЭГП-6 с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности были установлены на Билибинской АЭС в 1974 году. Блок 600 МВт с канальным реактором работает на Белоярской АЭС. В эти же годы была разработана серия реакторов этого типа, но большой мощности достигшей 1000 МВт и даже 1500 МВт. Этим реакторам было присвоено наименование РБМК. Первый реактор серии РБМК-1000 был пущен в эксплуатацию на Ленинградской АЭС в 1973 году. Острый пар, поступающий в турбину, имеет примерно такие же параметры как и в реакторах типа ВВЭР-1000. Загрузка реактора составляет 190 тонн обогащенного урана, которого хватает на 1080 дней работы.

 

Рисунок 6.3. Схема блока с реактором типа РБМК:

1–реактор; 2–барабан-сепаратор; 3–паровая турбина; 4– генератор;

5–конденсатор; 6–циркуляционный насос; 7– питательный насос.

 

Реакторы типа РБМК-1000 общей мощностью 11000 МВт установлены на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Во времена Советского Союза в Литве на Игналинской АЭС был пущен самый мощный реактор РБМК-1500. Сегодня уран-графитовые реакторы в России ежегодно вырабатывают около 60 млрд. кВт·ч электроэнергии. На всех действующих АЭС с канальными реакторами выполнен комплекс технических и организационных мероприятий, существенно повышающих их безопасность и исключающих повторение аварии типа чернобыльской.