Атомные электростанции

Принципиальное отличие АЭС от ТЭС состоит лишь в топливе, которое используется для получения тепла. Конструктивные же особенности АЭС весьма существенны.

Протекание цепной ядерной реакции с выделением большого ко­личества тепла известно из курса физики. Этот процесс использу­ется на АЭС, где выделяющееся в результате цепной реакции тепло направляется на получение необходимых параметров теплоносителя. Основной вид топлива на АЭС - изотопы урана. Уран-235, содержа­ние которого в природном уране составляет 0,7%, неустойчив, лег­ко делится от бомбардировки нейтронами сравнительно малой эне­ргии (тепловые нейтроны со скоростью до 2 км/с). Уран-238 сос­тавляет 99,3% природного урана, но начинает распадаться только под воздействием нейтронов большой энергии (быстрые нейтроны со скоростью 30 км/с). В процессе деления урана-238 воспроизво­дится плутоний-239, который может служить как топливом для АЭС, так и исходным сырьём для термоядерного оружия. Легко сделать выводы о достоинствах и недостатках каждого из изотопов урана для использования на АЭС.

Первая в нашей стране Обнинская АЭС имела реакторы на теп­ловых нейтронах и была введена в эксплуатацию в 1951 г. Почти через 20 лет, в 1973 г. начала работать Шевченковская АЭС - первая с реакторами на быстрых нейтронах. Мощность Обнинской станции составляла 5 МВт, Шевченковской - 350 МВт. Всего к 1990 г. в СССР работала 16 АЭС с общей установленной мощностью 34,4 млн кВт, которые вырабатывали около 12,5% всей электроэнергии в стране.

Тепловые схемы АЭС. Основными элементами тепловой схемы АЭС являются: (рис.1.9): ядерный реактор 1 с первичной биологи­ческой защитой; вторичная биологическая защита 2; контуры теп­лоносителя - первый 3, второй 4, третий 5; турбина 6; генера­тор 7; конденсатор 8 или газоохладитель; насосы 9 или компрес­соры; парогенератор 10; теплообменник 11.

Рис.1.9. Схемы работы АЭС:

а- одноконтурная; б- двухконтурная; в- трехконтурная

В системе АЭС различают теплоноситель, отводящий тепло от реактора, и рабочее тело, предназначенное для преобразования тепловой энергии в механическую. Если контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают, АЭС называется одноконтурной. В этом случае среда, отводящая теплоту из реактора, должна совершать работу в турбине. Достоинством одноконтурных АЭС является простота тепловой схемы и относительно высокая тепловая экономич­ность. Однако, проходя через реактор, теплоноситель активируется и значительная часть активности поступает в паротурбинный тракт, что затрудняет эксплуатацию его агрегатов и усложняет радиационную обстановку на АЭС.

В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя называется первым и является радиоактивным. Во втором контуре, где циркулирует рабочее тело, радиоак­тивность отсутствует. Это упрощает конструкцию и эксплуатацию второго контура и обеспечивает сопоставимые технико-экономические показатели двух- и одноконтурных АЭС.

В качестве теплоносителя может использоваться жидкий металл, например, натрий. Это улучшает отвод тепла из реактора, но повы­шает вероятность аварийной ситуации (контакт жидкого натрия с водой проходит при бурном химическом взаимодействии с выделе­нием большого количества тепла). Для предотвращения этого вводится дополнительный промежуточный контур, схема становится трехконтурной.

Реактор. Это аппарат, предназначенный для осуществления и поддержания цепной реакции деления тяжёлых ядер при бомбардировке их нейтронами. Примеры конструкции реакторов приведены на рис.1.10. Первым отечественным промышленным реактором был водоводяной реактор корпусного типа ВВЭР. Он состоит из прочного корпуса 1, несущего давление, закрытого крышкой 2 с нажимным кольцом 3 и защитным колпаком 4. Внутри корпуса находится активная зона 5, куда загружается ядерное топливо, размещённое в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ). Эти элементы объединяются в кассеты шести­гранной или квадратной формы. Оболочка ТВЭЛа предотвращает кон­такт теплоносителя с топливом и выход продуктов деления в теп­лоноситель.

Для регулирования интенсивности реакции в активную зону вводятся поглотители нейтронов, например, вода или графит. Управление поглотителями производится по специальной програм­ме с помощью стержневых приводов 6. Теплоноситель (лёгкая вода) подводится через нижние патрубки 7, опускается вниз между кор­пусом и цилиндром подвесной корзины 8 и поступает в нижнюю часть активной зоны, где нагревается до заданной температуры. Отвод теплоносителя происходит через верхние патрубки 9. Тепловой экран 10 служит для защиты корпуса от чрезмерного облуче­ния нейтронами и γ - частицами.

Рис.1.10. Конструкция ядерных реакторов:

а- реактор ВВЭР; б- реактор РБМК

1 – корпус; 2 – крышка; 3 - нажимное кольцо; 4 - защитный колпак; 5 - активная зона; 6 – стержневой привод; 7 – нижние патрубки; 8 – подвесная корзина; 9 – верхние патрубки; 10 – тепловой экран; 11 – тракт теплоносителя; 12 – замедлитель; 13 - плита нижняя; 14 - плита верхняя; 15 - бак биологической за­щиты; 16 - трубы технологических каналов; 17 – ТВЭЛ.

В реакторах большой мощности канального типа с кипящим слоем РБМК теплоносителем является лёгкая вода, а замедлителем - графит 12. Нижняя опорная железобетонная плита 13 поддерживает графит. Верхняя плита 14 опирается на бак 15 биологической за­щиты, заполненный водой. Обе плиты объединены цилиндрической стальной обечайкой и вместе представляют собой герметичный корпус. В графите находятся трубы 16 технологических каналов, внутри которых размещены ТВЭЛы 17 и принудительно циркулирует теплоноситель.

Реактор РБМК больше по габаритам, чем ВВЭР, т.к.замедляющая способность графита меньше, чем у лёгкой воды. Но РБМК не имеют ограничений но мощности, связанных с наличием корпуса и кор­пусным давлением в реакторах ВВЭР. Некоторые сравнительные ха­рактеристики этих реакторов приведены в табл.1.8.

Кроме рассмотренных водоводяных и водографитовых реакторов на АЭС работают газографитовые реакторы, у которых теплоноси­телем является газ (гелий, углекислый газ), а замедлителем -графит.

В реакторах на быстрых нейтронах, отсутствует замедлитель. Поскольку быстрые нейтроны слабо поглощаются ядерным топливом, используется высокообогащенное топливо, а концентрация деляще­гося вещества в единице объёма в 4...5 раз больше, чем в реак­торах на тепловых нейтронах. Это требует интенсивного отвода тепла, что осуществляется путем использований в качестве теп­лоносителя жидких металлов, например, натрия.

Таблица 1.8. Характеристики ядерных реакторов

Тип реактора	Мощность, МВт	Давление в реак­торе, МПа	Температура теплоноси­теля на выходе, С	Размеры актив­ной зоны, м
тепло­вая	элек­три­ческая
диаметр	высота
ВВЭР-1000 РБМК-1000	3000 3200				3,12 11, 8	3,5 7,0

Парогенератор. На одноконтурных АЭС эта установка отсутству­ет, т.к. теплоноситель одновременно является рабочим телом. В многоконтурных схемах парогенераторы необходимы. Конструкции их многообразны. Для реакторов ВВЭР, например, наибольшее распро­странение имеют парогенераторы горизонтального типа с много­кратной естественной циркуляцией. Их поверхность нагрева выпол­нена нержавеющими стальными трубками диаметром 14..15 мм. Трубки находятся внутри корпуса, являющегося резервуаром для воды и пара. Теплоноситель движется внутри трубок, а рабочее тело - в объеме корпуса парогенератора. Пар, образующийся внутри кор­пуса, выводится по патрубкам и направляется в турбину. Пароге­нератор реактора ВВЭР имеет паропроизводителъностъ 1470 т/ч, давление пара 6,4 МПа, мощность 250 МВт.

Турбина. Выбор турбины АЭС в значительной степени зависит от типа ядерного реактора. Если реактор выдаёт пар высоких на­чальных рабочих параметров, то турбины АЭС идентичны турбинам ТЭС при условии, что поступающий в них пар нерадиоактивен. На АЭС с реакторами, выдающими воду под высоким давлением с дальнейшей генерацией пара в парогенераторе, в турбину поступает насыщенный или слабо перегретый пар. В этом случае тур­бина имеет конструктивные особенности, связанные с организаци­ей сепарации и промежуточного перегрева пара. Такие особенности имеют, например, турбины одноконтурных АЭС.

Надежность АЭС. Строительство и эксплуатация АЭС невозможны без всеобъемлющего разрешения вопросов надёжности. Радиоактив­ное излучение опасно. В определённых дозах оно вызывает серь­езные заболевания и смерть людей, приводит к негативному гене­тическому воздействию. Основной источник радиоактивности на АЭС содержится внутри ТВЭЛов. Отработанное ядерное топливо также весьма радиоактивно. В процессе работы АЭС образуются радиоактивные жидкости, газы, твердые вещества. Все это требует принятия особых мер защиты от возможного облучения и обеспе­чения высокой надёжности работы АЭС.

Важнейшим элементом обеспечения радиоактивной безопасности является биологическая защита реактора и первого контура. Она выполняется в виде толстого слоя бетона (несколько метров) с внутренними каналами, по которым циркулирует вода или газ.

Существенным фактором надёжности АЭС является автоматиза­ция управления режимами работы основного оборудования дубли­рование этого оборудования, постоянная готовность и автомати­ческое включение аварийных систем при возникновении соответ­ствующих ситуаций.

Необходимо соблюдать все предписанные меры безопасности и предосторожности при транспортировке ядерного топлива, загруз­ке его в реактор и выгрузке из реактора.

Особой проблемой является хранение радиоактивных отходов АЭС. Эту задачу пока нельзя считать полностью разрешенной.

Кроме того необходимо своевременно, полно и объективно ин­формировать население о состоянии АЭС, в том числе и о возни­кающих аварийных ситуациях.

Перспективы развития атомной энергетики. В настоящее время в промышленно развитых странах до 60% (во Франции, например) всей электроэнергии вырабатывается на АЭС. Это говорит о том, что несмотря, на ряд серьезных проблем, возникающих при строи­тельстве и эксплуатации АЭС, сегодня пока нет альтернативы их использованию.

Достоинства АЭС очевидны. Ядерная энергетика способна сгла­дить остроту реально надвигающегося мирового энергетического кризиса. По оценкам учёных запасов органического топлива на планете в необходимых человечеству количествах хватит пример­но до середины следующего столетия. Ядерное же горючее, напри­мер, для реакторов на быстрых нейтронах, практически неисчерпа­емо. Кроме того сжигание одного грамма каменного угля дает 3...7 калорий, а деление одного грамма урана-235 в три миллио­на раз больше. Это почти пропорционально снижает расходы по транспортировке топлива, позволяет строить АЭС без привязки к его месторождениям, достигать большой единичной мощности бло­ков -1000 МВт и более. Все это обеспечивает высокую экономич­ность атомных станций. АЭС, в отличие от ТЭС, не загрязняют ок­ружающую среду выбросами серы, азота, золы и целого ряда других вредных веществ. Атомные ТЭЦ (АТЭЦ) снабжают потребителей и тепловой энергией. Первая в СССР АТЭЦ работает с 1973 г. (Билибинская). Радиационная безопасность на АТЭЦ достигается за счет трехконтурной схемы. Для получения высоких параметров ра­бочего пара в качестве теплоносителя первого контура на АТЭЦ применяют жидкие металлы. В этом случае защитная зона состав­ляет 30 км от крупных городов, что требует большой длины теп­лотрасс, влечёт за собой избыточный расход труб, потери тепла и дополнительные затраты. Проблема во многом решается строи­тельством атомных станций теплоснабжения (АСТ), на которых ис­пользуется отработавшее топливо АЭС. Трехконтурная АСТ может располагаться на расстоянии 2...3 км от города, т.к. использует ядерное горючее пониженной активности. Таким образом, ядерная энергетика может обеспечивать потребности как в электрической, так и в тепловой энергии.

Вместе с тем необходимы жесткие меры по предотвращению возможного радиоактивного заражения в зоне станции. Ограничен и срок эксплуатации АЭС (в настоящее время около 30 лет), после чего необходимо решать вопросы их закрытия. Потребность АЭС в больших количествах охлаждающей воды может приводить к наруше­нию экологического баланса водоёмов. Требуют решения проблемы захоронения радиоактивных отходов АЭС.

Объективное сопоставление достоинств и недостатков АЭС по­зволяет выработать оптимальную стратегию развития ядерной энергетики. Оптимальным представляется подход, предусматриваю­щий не закрытие действующих и прекращение строительства новых
АЭС, а действенные усилия по улучшению технико-экономических
характеристик атомных станций и в первую очередь по обеспечению безопасности их работы.