Физические основы ядерной энергетики

Тема: АЭС. Представление о ядерных реакторах различного типа. Ядерно-энергетическая отрасль Украины

Атомная энергетика занимает в Украине важное место (Украина занимает 3-е место в мире по долю производства на душу населения электроэнергии на АЭС после Литвы и Франции).

Существованием в Украине четырех действующих АЭС (Хмельницкая АЭС, Запорожская АЭС, Ровненская АЭС, Южно-Украинская АЭС), дает право Украине входить в число стран, которые владеют атомной энергией.

На сегодня ситуацию в ядерно-энергетической отрасли определяет следующие показатели:

– монопольная зависимость от России в части поставки ядерного топлива и вывоза отработанного ядерного топлива;

– техническое состояние основного оборудования, систем обеспечения безопасности физически и морально устарели, ядерные энергоблоки требуют коренной модернизации;

– практически отсутствует отечественное ядерно-энергетическое машиностроение;

– не создано эффективной системы поведения с радиоактивными отходами;

– для поддержания объектов атомной энергетики в рабочем состоянии, обеспечения их развития необходимы высококвалифицированные специалисты.

В 2002 г. АЭС Украины произведено 78 млрд. кВт. час электроэнергии. Сверх плана произведено 3,8 млрд. кВт. час.

В настоящее время главным является решение актуальных проблем атомной энергетики по таким направлениям:

–усовершенствование управлением ядерно-энергетическим комплексом;

–выполнение комплекса организационных мероприятий по совершенствованию системы научно-технической поддержки отрасли;

–повышение безопасности и эксплуатационной надежности объектов ядерной энергетики;

–усовершенствование существующих и введение в действие новых систем диагностики оборудования АЭС.

Атом представляет собой сложную электрически нейтральную систему, состоящую из положительно заряженного атомного ядра и электронов, образующих вокруг ядра отрицательно заряженную оболочку. Атомное ядро состоит из элементарных частиц двух типов – протонов и нейтронов, которые носят общее название – нуклоны. Нуклоны в атомных ядрах связаны ядерными силами, причем энергия связи различна для разных ядер.

В ядерных реакциях деление тяжелых ядер энергия связи переходит главным образом в кинетическую энергию ядер-продуктов и выделяется при их торможении в веществе в виде тепла.

На использовании этой энергии основана ядерная энергетика. Поскольку в ядерных реакциях выделяется энергия ˜МэВ по сравнению с энергией связи атомов в молекулах ˜эВ, выделяющейся в химических реакциях, теплотворная способность ядерных топлив оказывается в миллионы раз большей, чем обычных топлив.

Ядерная энергетика деления основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием двух ядер осколков и нескольких ней

нейтронов. В природе есть лишь один изотоп – , способный делиться под действием нейтронов любых энергий.

В природном уране составляет лишь 0,7%; а 99,3% – , который в основном поглощает нейтроны без деления. Чтобы осуществить ценную реакцию в уране природного состава, необходимо замедлить нейтроны от энергий , с которыми они рождаются при делении до очень малых энергий , соответствующих их тепловому равновесию со средой, так как при этих энергиях резко падает вероятность поглощения нейтронов ураном-238, а вероятность поглощения их ураном-235 растет. С этой целью в реактор наряду с ураном помещают замедлитель нейтронов – вещество с малым атомным весом и слабым поглощением нейтронов (легкая или тяжелая вода, графит, бериллий). Это реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Реактор же без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании урана, обогащенного изотопом до концентрации около 10% и выше.

Ресурсы, потребляемые АЭС, ее продукция и отходы производства

Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании ядерного горючего вместо органического топлива. Ядерное горючее получают из природного урана, который добывают либо в шахтах (Франция, Нигер, ЮАР), либо в открытых карьерах (Австралия, Намибия), либо способом подземного выщелачивания (США, Канада, Россия). 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. 1) направляется на обогатительный завод, после переработки на котором 90 % природного обедненного урана направляется на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов).

Обогащенный уран (точнее — диоксид урана) направляется 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 тонкостенные 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 % (см. рис. 5.2), 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 (по крайней мере, к этому стремятся), на АЭС добиться 100 % расщепления ядерного горючего невозможно. Отсюда — невозможность оценивать КПД АЭС с помощью удельного расхода условного топлива. Здесь же подчеркнем, что АЭС не использует воздух для окисления топлива, отсутствуют какие-либо выбросы золы, оксидов серы, азота, углерода и так далее, характерных для ТЭС. Мало того, даже радиоактивный фон вблизи АЭС меньше, чем у ТЭС (этот фон создается элементами, содержащимися в золе). Результатом деления ядер расщепляющихся элементов в ядерном реакторе является выделение огромного количества тепла, которое используется для получения пара.

Таким образом, ядерный реактор АЭС — это аналог парового котла в ПТУ ТЭС. Сама ПТУ АЭС принципиально не отличается от ПТУ ТЭС: она также содержит паровую турбину, конденсатор, систему регенерации, питательный насос, конденсатоочистку. Так же, как и ТЭС, АЭС потребляет громадное количество воды для охлаждения конденсаторов.

Полезным продуктом работы АЭС служит электроэнергия Э. Для оценки эффективности АЭС, точнее энергоблока АЭС, служит его КПД нетто

где Э — выработанная за выбранный период электроэнергия; Q _реак — тепло, выделившееся в реакторе за этот период.

Подсчитанный таким образом КПД АЭС составляет всего 30—32 %, но сравнивать его с КПД ТЭС, составляющим 37—40%, строго говоря, не вполне правомочно.

Подобно тому, как ТЭС имеет отходы в виде золы и других выбросов, АЭС также имеет отходы, однако они особого вида. Это в первую очередь отработавшее ядерное топливо, а также другие радиоактивные остатки. Эти отходы утилизируют: сначала их выдерживают в специальных бассейнах для уменьшения радиоактивности, а потом направляют на переработку на радиохимические заводы, где из них извлекают ценные компоненты, в том числе и несгоревшее в реакторе топливо.

Подведем итог: АЭС — это энергетическое предприятие, вырабатывающее электроэнергию из энергии, выделяющейся при радиоактивном распаде элементов, содержащихся в твэлах.