Быстрые нейтроны

Замедлитель

Медленные нейтроны

238_U 235_U

239_U

Деление Осколок

Осколок деления Быстрые нейтроны деления

Замедлитель

239_Np нептуний

239_Pu плутоний 235_U Медленные нейтроны

Рис.46.

Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики оценочным данным, на всём земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, однако нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Остальные 99% добываемого урана должны уходить в отвал. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике ― всего лишь около 11%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается.

Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используется практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной тепловой электростанцией на органическом топливе.

Основными элементами реактора на тепловых нейтронах являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, которые образуют так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионноустойчивую защитную трубку, то есть оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны её окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Рабочим телом на АЭС служит водяной пар, работающий в паровой турбине. На АЭС с реакторами на тепловых нейтронах применяют перегретый или насыщенный пар. Для работы на водяном паре применяются турбины большой мощности (500 МВт и выше), специально сконструированные на пониженное число оборотов ― 1500 об/мин.

На АЭС с реакторами на быстрых нейтронах применяются серийные турбины на перегретом паре с докритическим или сверхкритическим начальным давлением пара. В энергоблоке атомной электростанции обычно работает один ядерный реактор на одну-две турбины.

Массивные ограждения вокруг реакторов необходимы поглощения различных излучений, например, гамма-лучей, вредных для жизни обслуживающего персонала, и представляющие собой жёсткое рентгеновское излучение. Такая защита от излучений называется биологической. Её выполняют из бетона или металла (стали, чугуну, свинца) толщиной 3÷4,5 м.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах выполняют двух основных типов: корпусные, в которых замедлителем служит вода, и канальные, в которых замедлителем является обычно графит, а теплоносителем может быть вода или газ (углекислый или гелий).

Тепловыделяющие элементы состоят из урановых стержней в оболочках, охлаждаемых водой или газом, поддерживающими температуру стержней не выше допустимой: у оболочки +300⁰С, в центре +2000⁰С. Включение в работу и выключение реактора, изменение его мощности осуществляются специальными регулирующими стержнями из вещества с большим сечением захвата нейтронов, вводимыми в каналы или выводимыми из них. Положение регулирующих стержней в каналах реактора определяет его мощность.

Корпусные реакторы, в которых замедлителем и теплоносителем служит вода, называют водоводяными энергетическими (ВВЭР); канальные, в которых замедлителем является графит, называются уран-графитовыми. Водоводяные реакторы, производящие водяной пар, то есть являющиеся одновременно парогенераторами, называют реакторами кипящего типа.

Вода или другая жидкость, проходящая через реактор, в особенности содержащая твёрдые примеси (продукты коррозии и другие), приобретает радиоактивность, вредную для человека. В связи с этим помещения ядерных реакторов и другие, через которые проходят носители радиоактивных веществ, ограждаются бетонными стенами.

Управление работой ядерных реакторов и прочего оборудования ведётся дистанционно, со щитов, находящихся в специальных изолированных и безопасных помещениях.

Всё оборудование и трубопроводы, через которые проходят радиоактивные вещества, выполняют строго герметичными. Воздух из помещений ядерных реакторов и других отсасывается вентиляционными установками и после очистки и выдержки выбрасывается в верхние слои атмосферы через высокие вентиляционные трубы. При превышении допустимой радиоактивности воздуха в помещениях начинают действовать специальные сигнальные устройства.

Существующие нормы строительства атомных электростанций предусматривают специальные меры защиты, нейтрализующие потенциальную опасность крупных аварий: герметические оболочки реакторного помещения, выбор места строительства атомной электростанции и другие. Доза излучения в районах, прилегающих к атомной электростанции, по сравнению с естественным фоном, не увеличивается. При соблюдении необходимых условий здоровье персонала и населения в районе действия атомной электростанции не подвергается никакой опасности.