ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ

В середине XX в. началась эпоха применения ядерных установок в энерге­тике. Такие установки позволяют получить огромные количества энергии в тепловой форме, которую можно в последующем преобразовать в механи­ческую или электрическую форму. К настоящему времени ядерные энерге­тические установки получили наибольшее применение в электроэнергетике для выработки электрической энергии (АЭС). Ядерные энергетические установки используются на некоторых типах судов (ледоколы) и атом­ных подводных лодках. Учитывая опасность радиоактивного заряжения персонала и окружающей среды, а также конструктивное несовершенство ядерных реакторов, применение ядерных энергетических установок на наземном транспорте пока невозможно.

Комплекс агрегатов установки, обеспечивающий преобразование теп­ловой энергии ядерного реактора в другие ее виды, называется ядерной энергетической установкой. В основе работы ядерной энергетической уста­новки лежит превращение ядерной энергии в механическую энергию путем использования ядерного реактора в качестве источника тепловой энергии.

Энергия, используемая при работе атомных электростанций, выделя­ется в результате ядерного деления. Топливом для ядерного реактора служит какое-либо делящееся вещество. Это вещество называют ядерным топливом.

Ядерное топливо — это смесь веществ, которая содержит изотопы хими­ческих элементов, делящихся под воздействием нейтронов. Делящиеся эле­менты могут быть как природного, так и искусственного происхождения. Единственным элементом природного происхождения, который делится при взаимодействии с нейтронами любых энергий, является изотоп урана— уран-235 (235U). Другие известные в настоящее время делящиеся элементы искусственного происхождения. К ним относятся изотопы плутония 239Ри и 241 Ри, которые получаются в ходе ядерных реакций из 238U, и изотоп 233U, получаемый из природного тория 223Th.

Исходным источником ядерного топлива современной атомной энер­гетики является урановая руда, которая, где бы ее ни добывали, имеет следующий состав:

• 99.2831% уран-238 238U;

• 0.7115% уран-235 235U;

• 0.0054% уран-234234и.

Из приведенного состава урановой руды видно, что содержание в ней делящегося изотопа 235U очень невелико, поэтому в ядерных реакторах применяют обогащенный уран. Обогащенным ураном называется смесь природных изотопов, полученная искусственным путем, в которой содер­жание изотопа 235U превышает его природную концентрацию (0.7115%). В зависимости от содержания изотопа 235U различают:

• слабообогащенный (до 5%) уран;

• среднеобогащенный (5… 20%) уран;

• высокообогащенный (21… 90%) уран;

• сверхобогащенный (90… 96%) уран.

Таким образом, каждый килограмм урана, загружаемый в реактор с обогащением 5%, содержит 50 грамм делящегося и 950 грамм неделящегося изотопа 238U. По грубой аналогии с составом органического топлива можно сказать, что в этом случае 1 килограмм загруженного топлива содержит 50 грамм горючего элемента и 950 грамм балласта. Однако хотя уран-238 не делится, но под воздействием нейтронов, которые возникают при делении ядер урана-235, ядро урана-238 может захватывать эти нейтроны и превра­щаться в атом нового делящегося элемента — плутония (изотопы 239Ри или 241Ри), который в природе не встречается. Подобным образом ведет себя торий 232Th; при этом возникает новый искусственный элемент —уран-233.

Отсюда следует, что при «сжигании» природного изотопа 235U — первич­ного топлива — возникает вторичное топливо искусственного происхожде­ния, которое может использоваться в ядерных реакторах, т. е. происходит воспроизводство ядерного топлива. Отношение количества вновь возник­ших ядер вторичного топлива к количеству разделившихся ядер первично­го, называемое коэффициентом воспроизводства ядерного топлива, лежит в пределах от 0.9 до 1.4 и зависит от условий протекания ядерных реакций.

Теплота «сгорания», т. е. количество тепловой энергии, выделяющейся при делении всех ядер, которые содержатся в 1 кг ядерного топлива, в миллионы раз превышает теплоту сгорания органического топлива (бен­зина, керосина, дизельного топлива). Так, при делении всех ядер 1 кило­
грамма урана-235 выделяется 82 • 109 кДж/кг энергии, что соответствует 22.8 • 106 кДж/кг, или, если выделение этой энергии произойдет за сутки (24 часа):

22 8 106 ["Д*^ = 0.950 • 106 ^ 24 [ч] L кг

Это теоретическое количество теплоты. В действительности на выра­ботку теплоты расходуется примерно 85% ядер, которые содержатся в 1 кг делящегося изотопа 235U. Поэтому теплота сгорания 235U составляет « 810 МВтсут/кг, т. е. для выработки тепловой энергии, равной 1 МВт сут, сжигается 1.23 грамма 235U, а для 1000 МВт • сут —1.23 килограмма 235U.

Общепринято, что теплота сгорания — это количество тепловой энергии, отнесенное к единице массы всего топлива, т. е., включая горючие элементы и балласт. Для ядерного топлива таким горючим элементом является 235U, доля которого составляет лишь несколько процентов (обычно 2… 4%) от общей массы топлива в зависимости от обогащения. Кроме того, условия "сжигания" этого горючего элемента таковы, что даже эти несколько процентов не могут полностью выгореть. Поэтому из ядерного реактора выгружают топливо, в котором еще содержатся делящиеся изотопы, но их массы недостаточно для поддержания реакции деления.

Отношение массы ядер, которые подверглись делению и выделили теп­ловую энергию, к массе загруженного топлива называют глубиной выгора­ния и измеряют в килограммах на тонну. Глубина выгорания, являющаяся важнейшим параметром и характеризующая эффективность использова­ния ядерного топлива, в современных реакторах составляет 20.. .40 кг/т. Чаще глубину выгорания измеряют в энергетических единицах МВт-сут/т. Пересчет глубины выгорания, выраженной в кг/т, на МВт-сут/т не состав­ляет труда, если помнить, что при сжигании 1.23 кг урана-235 выделяется 1000 МВт • сут энергии. Например, глубина выгорания 30 кг/т урана-235 эквивалентна 30 • 1000/1.23 = 24390 МВт • сут/т.

В современных энергетических реакторах глубина выгорания равна 8000… 40000 МВт • сут/т. Существует рад других технических характери­стик ядерного топлива, таких, как радиационная стойкость, максимально допустимая температура топлива, совместимость материала топлива с другими материалами и т. д.

Процесс «горения» ядерного топлива —это самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления атомных ядер под воздействием нейтронов, при которой происходит перестройка ядер, т. е. образование новых элементов.. Цепной, или непрерывный характер ядерных реакций, может быть обеспечен в том случае, если после каждого акта деления ядра испускается, по крайней мере, один нейтрон, который, в свою очередь, может явиться «снарядом», вызывающим деление другого ядра (при де­лении ядра

235и

В среднем выделяется 2.5 нейтрона). Каждый нейтрон, испускаемый при расщеплении ядра, обладает значительной энергией (в среднем около 2 МэВ), достаточной для деления всех изотопов урана, а также тория 232Th и плутония 239Ри.

= 950 МВТ СуТ КГ

Вместе с тем установлено, что если эти нейтроны замедлить до энергии, равной 0.025… 0.30 эВ, вероятность их попадания в ядра 233U, 23517, 239Pu,
241 Ри, а следовательно, и вероятность деления резко увеличится. Нейтро­ны, имеющие энергию порядка 0.025… 0.3 эВ, называют тепловыми, и они не способны вызывать деление ядер 238U и 232Th. Деление ядер этих элементов возможно лишь быстрыми нейтронами, обладающими энергией выше 1 МэВ.

Обычно нейтрон, попадая в ядро, разбивает его на две части (продук­ты деления), каждая из которых представляет собой новый химический элемент. Образовавшиеся новые элементы находятся в неустойчивом со­стоянии, поэтому претерпевают ряд превращений, которые сопровожда­ются радиоактивным излучением, очень опасным для живых организмов. Радиоактивность продуктов деления приводит к необходимости создания надежной биологической защиты людей и оборудования от воздействия ядерного излучения.

Несмотря на то, что при каждом акте деления испускается два-три нейтрона, процесс деления может быстро прекратиться, если ни один из этих нейтронов не произведет деления ядра. Это произойдет в том случае, когда свободные нейтроны либо поглотятся другими ядрами без деления, либо уйдут из топлива вследствие утечки в окружающую среду. Очевидно, что цепная реакция деления будет происходить, если хотя бы один из двух-трех нейтронов примет участие в следующем акте деления, т. е. вызовет рождение нового поколения нейтронов. Отношение числа нейтро­нов последующего поколения к числу нейтронов предыдущего называют Коэффициентом размножения к.

Таким образом, если fc = 1, возможна цепная самоподдерживающаяся реакция деления (говорят, что система критична), если K > 1, идет само­развивающаяся цепная реакция с непрерывно возрастающей мощностью (система надкритична), а если А; < 1, число нейтронов от поколения к поколению будет уменьшаться, реакция затухнет и возникнуть не может (система подкритична).

Реактор, загруженный топливом, характеризуется реактивностью

Fc-l

Т. е., степенью отклонения его от критического состояния. Если А: = 1, то р = 0 и реактор находится в критическом состоянии; если fc>l, тор>0и реактор находится в надкритическом состоянии, а если fc<l, тор<0 —в подкритическом.

Итак, процесс горения ядерного топлива с заданным уровнем выделения тепловой энергии возможен лишь при k = 1. Осуществить это условие можно, если скорость образования новых нейтронов будет такой, чтобы постоянно компенсировались утечка и поглощение нейтронов. Установлено, что цепная самоподдерживающаяся реакция деления может идти лишь при наличии определенных массы и объема ядерного топлива. В этом случае количество ядерного топлива называется критической массой, а объем — Критическим размером. Например, расчетная критическая масса чистого уранаг235 равна 42 кг, при этом критический размер составляет 16.2 см, что представляет собой диаметр сферы, в которую заключена эта масса.

Отметим, что органическое топливо может гореть в любых количествах.

Процесс «горения» ядерного топлива происходит в активной зоне ядер­ного реактора (рис. 15.85), представляющей собой совокупность определен­ным образом размещенных тепловыделяющих элементов 3 (ТВЭЛов) — тонкостенных металлических трубок с урановым топливом. В показанном на рис. 15.85 реакторе деление ядер осуществляется тепловыми нейтрона­ми. Поэтому в активной зоне между ТВЭЛами расположен замедлитель 2, снижающий энергию быстрых нейтронов до энергии, соответствующей тепловым нейтронам. В качестве замедлителя используется графит или вода. В некоторых реакторах функции замедлителя 2 и теплоносителя 6 Выполняет одно и то же вещество — чаще всего вода.

Чтобы обеспечить длительную работу реак­тора без добавления свежего топлива, в актив­ную зону в виде ТВЭЛов загружается топли­во в количестве, превышающем критическую массу. Это приводит к тому, что активная зона становится надкритичной (р > 0). Для регули­рования реактивности в активную зону реак­тора вводят регулирующие стержни i, выпол­ненные из материалов, активно поглощающих нейтроны. Изменяя глубину погружения регу­лирующих стержней, изменяют количество ре­агирующих нейтронов и тем самым регулируют работу реактора, т. е. изменяется коэффици­ент размножения. При первоначальной загруз­ке топлива, когда его масса превышает кри­тическую, регулирующие стержни находятся в крайнем нижнем положении и активная зона оказывается подкритичной (р < 0). При пуске реактора и по мере выгорания топлива в активной зоне регулирующие стержни постепенно поднимают.

Для уменьшения утечки нейтронов активную зону снабжают отража­телем 4• Отражатель не поглощает нейтроны, а отражает их, возвращая в активную зону. Уменьшение утечки нейтронов в окружающую среду позволяет снизить критическую массу, а следовательно, более эффективно вести процесс «горения» ядерного топлива. Отвод тепла от реактора осуществляется с помощью теплоносителя 6, который прокачивается че­рез активную зону, охлаждая ТВЭЛы. Размер активной зоны реактора невелик, но в то же время для отвода большого количества тепловой энергии требуется большая поверхность охлаждения. Это достигается расположением в активной зоне многочисленных каналов, в которые и погружены тепловыделяющие элементы. Корпус реактора для защиты персонала и оборудования от ядерных излучений окружен слоем бетона — биологической защитой 5.

Процесс «горения» ядерного топлива в реакторах может также проис­ходить с помощью быстрых нейтронов. При этом для протекания цепных реакций деления требуется более глубокое обогащение топлива изотопом

6 Рис. 15.85. Схема ядер­ного реактора на тепловых нейторнах с графитовым замедлителем

U (до 15%), а в качестве материала отражателя используется изотоп 238U. В этом случае замедлитель отсутствует. При реакциях с помощью
быстрых нейтронов коэффициент воспроизводства достигает 1.4, т. е. в этом случае происходит расширенное воспроизводство ядерного топлива вследствие вовлечения в топливный цикл урана-238.

Кроме основного результата процесса «сгорания» — получения тепловой энергии при реакции деления ядер топлива под действием нейтронов — возникают побочные продукты, которые можно разделить на твердые и газообразные продукты. Твердые продукты — это осколки ядер первичного топлива, представляющие собой новые химические элементы, а также ядра новых делящихся изотопов 239Pu, 241Ри, образовавшиеся в результате захвата без деления ядрами 238U. Новые делящиеся изотопы представляют собой ценное сырье — вторичное топливо, которое впоследствии может быть использовано для загрузки активной зоны реакторов для получе­ния тепловой энергии. Таким образом, если при сжигании органического топлива твердый продукт сгорания не имеет практической ценности, то при "сжигании" ядерного топлива образующиеся продукты иногда могут превосходить по стоимости загруженное в реактор топливо. Поэтому их перерабатывают для извлечения плутония, а также невыгоревших изото­пов урана-235.

Газообразными и побочными продуктами являются инертные газы (ар­гон, ксенон, криптон), которые образуются в активной зоне в результате ядерных превращений осколков деления.

Все продукты «сгорания» ядерного топлива являются радиоактивными. Мощные ядерные излучения, возникающие при нейтронных реакциях в активной зоне, приводят к так называемой наведенной радиоактивности, т. е. все материалы активной зоны, а также теплоноситель становят­ся радиоактивно опасными. Поэтому выделяют еще один —третий вид продуктов деления — радиационные излучения, представляющие большую опасность для живого организма. Однако существует целый рад мер и правил обращения с радиоактивными отходами, при выполнении которых обслуживание реактора и различные операции с отходами обеспечивают необходимую безопасность для человека и окружающей среды.

Основным фактором, влияющим на окружающую среду при «сжига­нии» ядерного топлива в реакторах, являются газообразные выбросы в атмосферу. Поэтому их строго контролируют, а кроме того, устанавливают определенную зону наблюдения за состоянием внешней среды. По сложив­шемуся опыту радиус такой зоны составляет 10.. .15 км. Принято, что для населения безопасной дозой облучения является 0.17 бэр/год. Многолетний опыт показывает, что при эксплуатации атомных электростанций доза облучения от них значительно ниже доз облучения от существующего природного радиоактивного фона.

В процессе эксплуатации ядерного реактора неизбежно появляются жидкие радиоактивные отходы: промывочные и трапные воды, воды пра­чечных, душевых, которые запрещено сбрасывать в водоемы. Они подле­жат химической очистке, а затем упариванию, часто до сухого остатка, в котором содержатся радиоактивные вещества. Эти вещества затем вводят либо в цементные растворы, либо в битум, которые, затвердевая, надежно фиксируют радиоактивные отходы, что не позволяет им бесконтроль­но распространяться в окружающей среде. Полученные таким образом цементные или битумные блоки хранят в специальных помещениях — могильниках, которые располагают в местах, значительно удаленных от населенных пунктов.

Жесткие правила и нормы по радиоактивной безопасности привели к тому, что в настоящее время электростанции, сжигающие ядерное топливо, являются предприятиями, наименее загрязняющими окружающую среду.

Подготовка топлива к сжиганию определяется его видом и способом сжигания в топочной камере котельной установки. В современных энер­гетических котельных агрегатах твердое топливо (бурые и каменные угли, антрацит, сланцы, торф) сжигается в виде пыли, которая подается в топоч­ную камеру воздухом и во взвешенном состоянии сгорает в ее объеме. Такой способ сжигания, как известно, называется камерным, или факельным. Следовательно, твердое топливо перед сжиганием проходит определенную подготовку. Проще осуществляется подача жидкого и газообразного топ­лива в камеру сгорания котельной установки.

Ядерное топливо сжигается в реакторах в твердом состоянии в виде ме­таллов, сплавов, окислов, карбидов, нитридов. Возможно также примене­ние ядерного топлива в виде расплавленных солей, жидких растворов или газа. Но эти виды ядерного топлива пока не нашли широкого применения в ядерной энергетике.

Современные энергетические реакторы используют ядерное топливо в виде оксида урана. Оксид урана, обогащенный делящимися изотопами, готовится из урановой руды и отработавшего топлива на специальных ра­диохимических заводах, где из них изготовляют тепловыделяющие элемен­ты. Как уже отмечалось, тепловыделяющие элементы выполнены в виде герметичной тонкостенной металлической оболочки (чаще всего из нержа­веющей стали или сплавов на основе циркония), заполненной ядерным топливом, которое прессуется в форме таблеток или стержней (прутков) круглого сечения. Применяются также ТВЭЛы кольцевой, пластинчатой, шаровидной и другой формы.

Топливная загрузка реактора по условиям обеспечения необходимых поверхностей теплообмена для надежного отвода выделяющейся тепловой энергии требует большого количества ТВЭЛов. Так, для реакторов на тепловых нейтронах мощностью 1000 МВт топливная загрузка размеща­ется в 48 ООО… 61 ООО ТВЭЛов. Конструктивно ТВЭЛы объединяются в кассетах, которые принято называть тепловыделяющими сборками ТВС. В одну ТВС могут входить от нескольких до сотен ТВЭЛов.

Изготовленные на заводе ТВС доставляются на атомную электростан­цию в специальных контейнерах и хранятся до загрузки в активную зону реактора на складе свежего топлива. Загрузка ТВС в реактор осуществ­ляется периодически с таким расчетом, чтобы топлива хватило на беспре­рывную работу в течение длительного времени — до года и более. Обычно в активную зону загружают от 15 до 40 критических масс (в зависимости от мощности реактора и запланированной длительности работы до очередной перегрузки топлива).

Отработавшие ТВС выгружают из реактора и заменяют свежими. Период времени между двумя перегрузками топлива называют кампанией реактора. Отработавшие ТВЭЛы помещают в заполненный водой бассейн, где хранят около 2…3 лет, пока их радиоактивность не снизится до безопасного уровня. Затем их. транспортируют в специальных контейнерах для переработки на заводах.

Ядерное топливо ни по физическим свойствам, ни по форме, ни по составу не сравнимо с органическим топливом. Активная зона ядерного реактора, между тем, выполняет роль топки обычного котла, т. е. основным его назначением является производство тепловой энергии. Такая аналогия с привычным процессом тепловой энергетики позволила урановую загрузку реактора называть ядерным, или неорганическим топливом, а процессы деления и расходования делящихся элементов в реакторе — «сжиганием», или «выгоранием», ядерного топлива.

По назначению ядерные реакторы разделяют на:

• Энергетические, предназначенные для получения тепловой энергии;

• Технологические, предназначенные только для выработки плутония;

• Двухцелевые, предназначенные для одновременной выработки тепловой

Энергии и плутония.

Также используется классификация реакторов по энергетическому уровню нейтронов, с помощью которых происходит деление ядер топлива. При делении ядер топлива в активной зоне под воздействием быстрых нейтронов реакторы называют реакторами на быстрых нейтронах, а под воздействием тепловых — реакторами на тепловых нейтронах.

В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует, а роль отражателя выполняют ТВЭЛы, наполненные изотопом урана-238. Ак­тивная зона таких реакторов состоит из ТВЭЛов, заполненных ураном среднего обогащения. После завершения кампании, которая длится 2… 3 года, в отражателе накапливается значительное количество плутония. Поэтому отражатель реакторов на быстрых нейтронах получил название Зоны воспроизводства.

Кроме того, ядерные реакторы различают в зависимости от вида используемых замедлителя и теплоносителя. По виду замедлителя их лодразделяют на:

• водяные;

• графитовые;

• тяжеловодные;

• органические.

По виду теплоносителя ядерные реакторы разделяют на:

• водяные;

• тяжеловодные;

• жидкометаллические;

• органические;

• газовые.

Бели часть водяного теплоносителя, проходя активную зону, превраща­ется в пар, реактор называют кипящим. В настоящее время в отечественной атомной энергетике широкое распространение получили два типа энерге­тических реакторов на тепловых нейтронах:

Реактор Генератор 27 9С Рис. 15.86. Схема устройства атомной электростанции

• уран-графитовые кипящие;

• водоводяные.

В уран-графитовых кипящих реакторах в качестве топлива использует­ся слабообогащенный уран, а роль замедлителя выполняет графит, а теп­лоносителя — обычная кипящая вода. Эти реакторы сокращенно называют РБМК (реактор большой мощности кипящий) и основной особенностью их, позволяющей осуществить широкую унификацию конструктивных элемен­тов является активная зона прямоугольной формы, которую собирают из графитовых блоков со сквозными каналами, где размещают ТВС.

В водоводяных энергетических реакторах (ВВЭР) в качестве замедли­теля, отражателя и теплоносителя используется обычная вода под высоким давлением. Причем кипение воды в них не допускается, а высокое давле­ние теплоносителя (до 18 МПа) обусловливает необходимость заключения активной зоны в толстостенный стальной корпус круглого сечения.

В будущем намечается широкое использование реакторов на быстрых нейтронах, которые, видимо, станут основным типом реакторов атомной энергетики, так как позволяют вовлечь в топливный цикл запасы урана-238 и природного тория-233.

Для управления реакторами всех типов и защиты от неуправляемой цепной реакции деления применяются стержни, изготовленные из матери­алов, содержащих бор, который обладает свойством сильного поглощения нейтронов.

На рис. 15.86 показана упрощенная схема атомной электрической станции. Устройство атомной электростанции принципиально не отлича­ется от устройства тепловой электростанции (за исключением того, что вместо котла, работающего на горючем топливе, используется ядерный «котел»). В обоих случаях турбина, связанная с генератором электрическо­го тока, приводится во вращение паром. В связи с тем, что пар необходимо конденсировать, приходится расходовать дополнительную охлаждающую воду. Эту воду обычно берут из какого-либо большого водоема — реки или озера —и затем возвращают в тот же водоем, но уже при более высокой температуре, чем она была взята. Поэтому атомные, как и тепловые электростанции вызывают значительное тепловое загрязнение окружаю­щей среды. Первичный охладитель, который проходит через активную зону реактора (рис. 15.86), находится в замкнутой системе. Последующие охладители вообще никогда не проходят через активную зону реактора. Это уменьшает вероятность того, что радиоактивные вещества смогут проникнуть за пределы активной зоны реактора.

В заключение отметим, что активная зона реактора не может достичь надкритического уровня и взорваться, как атомная бомба, потому что концентрация урана-235 в ней слишком мала. Однако если активная зона перегреется, это может привести к серьезной аварии, в результате которой радиоактивные вещества попадут в окружающую среду.