Атомные электростанции

История развития

В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии. Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Самый большой в мире парк АЭС принадлежит США. В эксплуатации находятся 104 энергоблока суммарной мощностью около 100 ГВт. Они обеспечивают производство 20% электроэнергии.

Мировым лидером по использованию АЭС является Франция. Ее 59 атомных станций вырабатывают около 80% всей электроэнергии. При этом их суммарная мощность меньше, чем у американских — около 70 ГВт.

Среди лидеров по количеству ядерных реакторов в мире можно встретить и две азиатские страны - Японию и Южную Корею.

За годы развития атомной энергетики несколько раз случались серьезные аварии, в первую очередь это случаи на американской АЭС Три Майл Айленд, украинской ЧАЭС и японской Фукусима-1.

Белорусские власти планируют построить АЭС в Гродненской области, в нескольких десятках километров от границы с Литвой. Станция будет включать в себя два блока общей мощностью 2,4 тысячи мегаватт. Первый, как ожидается, будет введен в действие в 2016, второй — в 2018 году.

Ссылки

1. История АЭС мира: развитие атомных станций
2. История развития Атомной энергетики

Ядерный реактор

Ядерным реактором называют реактор, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления. В настоящее время существует очень много различных типов ядерных реакторов разной мощности, которые различаются по величине энергии используемых нейтронов, по типу используемого ядерного топлива, по структуре активной зоны реактора, по типу замедлителя, теплоносителя и т.д. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

Рис. 1. Схема работы атомной электростанции

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Реакторы на медленных нейтронах

Реакторы, работающие на тепловых нейтронах (их скорости 2·10³ м/с), состоят из следующих основных частей:

а) делящегося вещества, в качестве которого используют изотопы урана (\(~^{233}_{92}U\) ,\(~^{235}_{92}U\)), тория (\(~^{232}_{90}Th\) ) или плутония (\(~^{239}_{94}Pu\) , \(~^{240}_{94}Pu\) , \(~^{241}_{94}Pu\));

б) замедлителя нейтронов, которым служит графит, тяжелая или обычная вода;

в) отражателя нейтронов, в качестве которого обычно используют те же вещества, что и для замедления нейтронов;

г) теплоносителя, предназначенного для отвода теплоты из активной зоны реактора. В качестве теплоносителя используют воду, жидкие металлы, некоторые органические жидкости;

д) регулирующих стержней;

е) системы дозиметрического контроля и биологической защиты окружающей среды от потоков нейтронов и γ-излучения, возникающих в активной зоне реактора.

Уран входит в состав ядерного топлива в виде тугоплавких соединений. Среди них особенно популярна двуокись урана U2O, химически инертная и выдерживающая температуры до 2800 °C. Из этой керамики изготавливают небольшие таблетки диаметром в несколько сантиметров. Получившееся ядерное топливо упаковывают в так называемые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), устройство одного из которых показано на рисунке 2. Циркониевая оболочка служит для изоляции урана и радиоактивных продуктов цепной реакции от химического контакта с внешней средой, прежде всего, с теплоносителем. ТВЭЛ должен хорошо проводить тепло, передавая его от ядерного топлива к теплоносителю.

Рис. 2. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы)

Если при реакции нейтронов будет образовываться меньше, чем нужно, то цепная реакция рано или поздно прекратится. В том случае, если нейтронов будет образовываться больше, чем нужно, количество ядер урана, вовлекаемых в реакцию деления, будет лавинообразно нарастать. Если не увеличить скорость поглощения нейтронов, то управляемая реакция может перерасти в ядерный взрыв.

Изменять скорость поглощения нейтронов можно при помощи управляющих стержней, изготовленных из кадмия, гафния, бора или других веществ (рис. 3).

Рис. 3.

Теплота, выделяемая в ядерном реакторе при цепной реакции деления ядер, уносится теплоносителем — водой, находящейся под давлением 10 МПа, вследствие чего вода нагревается до 270 °С не закипая. Далее вода поступает в теплообменник, где отдает значительную часть своей внутренней энергии воде второго контура и с помощью насосов вновь попадает в активную зону реактора. Вода второго контура в теплообменнике превращается в пар, который поступает в паровую турбину, приводящую в действие электрогенератор. Второй контур, как и первый, является замкнутым. После турбины пар попадает в конденсатор, где змеевик охлаждается холодной проточной водой. Здесь пар превращается в воду и с помощью насосов вновь попадает в теплообменник. Направление движения воды в контурах таково, что в теплообменнике потоки воды в обоих контурах движутся навстречу друг другу. Раздельные контуры необходимы и потому, что в первом контуре вода, проходя через активную зону реактора, становится радиоактивной. Во втором же контуре пар и вода практически нерадиоактивны.

Ссылки

1. Атомные станции с реакторами РБМК 1000
2. Атомные станции с реактором ВВЭР-1000

Реакторы на быстрых нейтронах

Если в качестве ядерного горючего используется уран, в котором значительно увеличено содержание изотопа \(~^{235}_{92}U\) , то ядерный реактор может работать без использования замедлителя на быстрых нейтронах, освобождающихся при делении ядер. В таком реакторе более 1/3 нейтронов, освобождающихся при цепной реакции, может поглощаться ядрами изотопа урана-238, вследствие чего возникают ядра изотопа урана-239.

Ядра нового изотопа бета-радиоактивны. В результате бета-распада образуется ядро девяносто третьего элемента таблицы Менделеева — нептуния. Ядро нептуния, в свою очередь, путем бета-распада превращается в ядро девяносто четвертого элемента — плутония:

\(~\begin{matrix} & \nearrow \beta^- & \nearrow \beta^- & \\ ^{238}_{92}U + \ ^1_0n \to & ^{239}_{92}U \to \ & ^{239}_{93}Np \to \ & ^{239}_{94}Pu \end{matrix}\) .

Таким образом, ядро изотопа урана-238 после поглощения нейтрона самопроизвольно превращается в ядро изотопа плутония \(~^{239}_{94}Pu\) .

Плутоний-239 по способности к взаимодействию с нейтронами очень похож на изотоп урана-235. При поглощении нейтрона ядро плутония делится и испускает 3 нейтрона, способных поддерживать развитие цепной реакции. Следовательно, реактор на быстрых нейтронах является не только установкой для осуществления цепной реакции деления ядер изотопа урана-235, но и одновременно установкой для получения из широко распространенного и относительно дешевого изотопа урана-238 нового ядерного горючего, плутония-239. На 1 кг израсходованного урана-235 в реакторе на быстрых нейтронах можно получить более килограмма плутония-239, который может быть, в свою очередь, использован для осуществления цепной реакции и получения новой порции плутония из урана.

Таким образом, ядерный реактор на быстрых нейтронах может одновременно служить энергетической установкой и реактором — размножителем ядерного горючего, позволяющим в конечном счете использовать для получения энергии не только редкий изотоп урана-235, но и изотоп урана-238, которого в природе в 140 раз больше.

Ссылки

1. Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах (БН 600)
2. Баллада о быстрых нейтронах: Уникальный реактор Белоярской АЭС

Назначение ядерных реакторов

По своему назначению ядерные реакторы делятся на следующие типы:

а) исследовательские — с их помощью получают мощные пучки нейтронов для научных целей;

б) энергетические — предназначены для получения электрической энергии в промышленных масштабах;

в) теплофикационные — в них получают теплоту для нужд промышленности и теплофикации;

г) воспроизводящие — служат для получения из урана \(~^{238}_{92}U\) и тория \(~^{232}_{90}Th\) делящихся материалов плутония \(~^{239}_{94}Pu\) и урана \(~^{233}_{92}U\);

д) транспортные — их используют в двигательных установках кораблей и подводных лодок;

е) реакторы для промышленного получения изотопов различных химических элементов, обладающих искусственной радиоактивностью.

Ссылки

1. Ядерный реактор

Преимущества АЭС

АЭС имеют ряд преимуществ по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе:

• небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки: 1 кг природного урана заменяет 20 т угля. Для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля;
• хотя при работе АЭС в атмосферу и выбрасывается некоторое количество ионизированного газа, однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит ещё большее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле;
• с одного реактора АЭС может быть получена большая мощность (1000-1600 МВт на энергоблок).

Экологические проблемы

У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 30%. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем. Очень важная задача состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Однако ядерной энергетике, как и многим другим отраслям промышленности, присущи вредные и опасные факторы воздействия на окружающую среду. Наибольшую потенциальную опасность представляет радиоактивное загрязнение.

Опыт эксплуатации АЭС во всем мире показывает, что биосфера надежно защищена от радиационного воздействия в нормальном режиме эксплуатации предприятий ядерной энергетики. После аварии на Чернобыльской АЭС (1986 г.) проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой. Взрыв четвертого реактора на Чернобыльской АЭС показал, что риск разрушения активной зоны реактора из-за ошибок персонала и просчетов в конструкции остается реальностью. Необходимо принимать самые строгие меры для снижения этого риска.

Сложные проблемы возникают с захоронением радиоактивных отходов и демонтажем отслуживших свой срок АЭС. Наиболее известными среди продуктов распада являются стронций и цезий. Блоки отработанного ядерного топлива необходимо охлаждать. Дело в том, что при радиоактивном распаде выделяется так много тепла, что блоки могут расплавиться. Кроме того, блоки могут излучать новые радиоактивные элементы. Эти элементы как источники радиоактивности применяются в медицине, промышленности и научных исследованиях. Все прочие ядерные отходы необходимо изолировать и хранить в течение многих лет. Лишь через несколько сотен лет радиоактивность отходов снизится и станет сравнимой с естественным фоном. Отходы помещают в специальные контейнеры, которые закапывают в выработанные шахты или расселины в скалах.

Ссылки

1. Безопасность атомных станций
2. Опасность ядерной радиации
3. Радиоактивные отходы

См. также

1. Атомные электростанции (alarm-hammer)
2. Атомная электростанция (wikipedia)
3. Ядерное топливо в вопросах и ответах
4. Ядерный сайт: Новости