Каково будущее атомной энергетики?

Прежде чем отвечать на поставленный вопрос, вероятно, нелишне будет напомнить о принципах работы атомной электростанции (АЭС) и ее устройстве.

Одним из крупнейших достижений науки в XXв является освобождение и использование атомной энергии для нужд человечества. Это великое открытие, к сожале­нию, было, прежде всего, использовано в военных целях (вспомним о взрывах американских атомных бомб 6 и 9 августа 1945 г. над японскими городами Хиросимой и На­гасаки) и только позднее в мирных.

Современная атомная энергетика зиждется на экспе­риментально установленном факте деления тяжелых ядер элементов (урана, плутония, тория) в результате попада­ния в ядро нейтрона, благодаря чему развивается цепная реакция с выделением огромного количества энергии (тепла).

Интересно отметить, что один из трех названных эле­ментов – плутоний – практически на Земле не встречает­ся. Это не помешало, однако, добытому в ядерных ре­акторах плутонию, ²³⁹Pu, стать наряду с ураном важней­шим ядерным топливом. Торий Th пока не получил применение, но рассматривается как перспективное ядерное топливо.

Важно заметить, что масса тяжелого ядра (урана, плутония или тория) до ядерной реакции несколько боль­ше суммы масс, получаемых в результате реакции про­дуктов реакции, то есть, имеем дело с так называе­мым дефектом массы – явлением, связанным с огромным энерговыделением.

Забегая несколько вперед, скажем, что ядерные реак­ции с огромным энерговыделением могут происходить и в результате синтеза ядер элементов, обладающих малым атомным весом, например изотопов водорода – дейтерия и трития. Но это уже термоядерная реакция, о которой речь пойдет позже.

Существенно отметить, что число нейтронов, являю­щихся истинными инициаторами реакции деления тяже­лых ядер, в результате реакции увеличивается, во вся­ком случае, оно больше единицы. Это и создает возможность цепной реакции.

В качестве ядерного топлива в ре­акции деления ядер используются обогащенный природ­ный уран и искусственно полученный плутоний.

Природный металлический уран состоит в основном из двух изотопов: ²³⁵U и ²³⁸U. Первого в природном уране всего лишь около 0,7%, а второго – примерно 99,3%.

Главную роль в энергетике играет ²³⁵U, ядро которого в случае попадания в него, так называемого замедлен­ного, или теплового, нейтрона делится с выделением ог­ромного количества энергии (тепла) и испусканием двух или трех нейтронов (в среднем 2,46 нейтрона).

Если происходит деление 1кг ²³⁵U, то выделяется 1,9·10¹⁰ ккал или 2,22·10⁷ кВт/·ч тепла. Поскольку при сжигании 1кг тут выделяется 7000 ккал тепла, 1кг ²³⁵U энергетически эквивалентен 2,7·10⁶ кг тут. Для АЭС мощностью 1 млн. кВт потребуется в сутки с учетом реальных потерь не 7100 т условного топлива (7100 тут), а только 3 кг ²³⁵U.

Можно ли использовать ²³⁸U, которого в природном уране нахо­дится 99,3%?

В атомной энергетике имеют дело с двумя «сортами» ней­тронов: так называемыми быстрыми, обладающими боль шей энергией, возникающими в результате ядерной ре­акции, например при делении ядра урана, и замедленными, энергия которых приблизи­тельно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов.

Тепловые (замедленные) нейтроны можно получить, исполь­зуя замедлитель, которым может служить обычная или тяжелая вода и графит.

Для первой загрузки реактора требуется относительно много плутония – порядка одной тонны, а единственным источником его получения являются реакторы на быстрых нейтронах (не будем забывать, что на Земле плутония прак­тически нет). Отсюда следует еще одно важное требова­ние к реакторам–размножителям (бридерам): быстрая наработка нового плутония для первоначальной загрузки во вновь вводимые в строй реакторы. Обычно темп наработки плутония изменяется временем удвоения его первоначаль­ной загрузки. Желательно, чтобы время удвоения перво­начальной загрузки плутония не превышало 10 – 12 лет.

Таким образом, из всего сказанного следует, что мо­гут создаваться два типа атомных реакторов: реакторы на тепловых, заторможенных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Установлено также, что реакторы на быстрых нейтронах предпочтительнее с точки зрения луч­шего использования природного урана. Наконец, выясне­но, что создание реакторов на быстрых нейтронах дело с разных точек зрения более сложное и современная тех­ника менее к нему подготовлена. В настоящее время пре­имущественно строятся реакторы на тепловых нейтронах.

Устройство реак­торов на тепловых нейтронах

Появляющиеся в результате реакции быстрые нейтроны должны быть замедлены. Для этого можно ис­пользовать один из трех видов за­медлителей: обычную воду, тяжелую воду и графит. Как замедлитель наиболее эффективна обычная вода, затем тяжелая вода и, наконец, графит. Но есть еще один важ­ный показатель – поглощение нейтронов. Меньше всех из названных замедлителей нейтроны поглощает тяжелая вода, затем графит и обычная вода.

Именно поэтому, используя в качестве замедлителя графит или обычную воду, природный уран приходится обогащать изотопом ²³⁵U до 3 – 4%. Если бы в качестве замедлителя использовалась тяжелая вода, то обогащать природный уран не было бы не­обходимости.

По ряду причин в качестве замедлителя (а также теп­лоносителя) чаще всего используют обычную воду.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различа­ются между собой главным образом по двум признакам:

1) какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов;

2) какие вещества используются в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны ре­актора.

Наибольшее распространение в настоящее время имеют:

a) водо–водяные реакторы, в которых обычная вода служит замедлителем и теплоносителем нейтронов;

b) уран–графитовые реакторы (замедлитель – графит, теп­лоноситель – обычная вода);

c) газографитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – газ, часто уг­лекислота);

d) тяжеловодные реакторы (замедлитель – тя­желая вода, теплоноситель – либо тяжелая, либо обыч­ная вода).

В странах СНГ широкое применение полу­чили водо–водяные реакторы, описание которого приведено ниже.

На рис. 1 представлена принципиальная схема водо–водяного реактора. Активная зона реактора представляет собой толстостенный сосуд, в котором находятся вода и погруженные в нее сборки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Тепло, выделяемое ТВЭЛами, забирается водой, температура которой значительно повышается.

На рис. 2 схематически представлены основные эле­менты АЭС с водо-водяным реактором на тепловых ней­тронах – реактор и парогенератор. Схема в данном слу­чае является двухконтурной. Вода, соприкасающаяся в активной зоне реактора с ТВЭЛами и поэтому делающа­яся нагретой и радиоактивной, передает тепло в пароге­нераторе также воде (воде второго контура), но не про­текающей через активную зону и вследствие этого не представляющей опасности с точки зрения радиоактивно­го излучения. Вода второго контура должна в результате перехода тепла от воды первого контура не только стать нагретой, но и быть превращенной в пар.

Температура парообра­зования, то есть температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Чем выше давление, тем выше и температура парообразования. Так напри­мер, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) – это как раз обычное давление пара в конденсаторе па­росиловой установки (см. рис. 1) – температура парооб­разования (конденсации) равна ; при давлении 1 ата температура парообразования ; при давле­нии 160 ата – уже . Поэтому, если давление во­ды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдавае­мого водой первого контура. Так практически и посту­пают.

В водо–водяном реакторе (ВВЭР) мощ­ностью 1 млн. кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура – 60 ата. Температура парообразования равна соответственно и .

На рис.3 представлена схема АЭС с водо–водяным реактором на тепловых нейтронах. Темной линией на этом рисунке выделены элементы (реактор и парогене­ратор), свойственные АЭС. Остальное оборудование (па­ровая турбина, электрический генератор, конденсатор па­ра, водяной насос) в принципе не отличается от обору­дования ТЭС (см. рис. 1). Главное различие между ТЭС и АЭС заключается в том, что в схеме последней вместо котла, работающего на органическом топливе, имеется атомный реактор, а также специфический парогенератор. Работа АЭС, представленной на рис. 3, не требует по­яснений.

 

Рисунок 1 Схема устройства водо–водяного реактора

 

Рисунок 2 Схема устройства водо–водяного реактора

и теплообменника–парогенератора

 

 

 

Рисунок 3 Схема устройства АЭС с водо–водяным реактором

 

Следует заметить, что реакторы описанного типа (ВВЭР), получили в энергетике (суммарно во всех странах мира) наиболее широкое применение: их доля со­ставляет около 60%. Конструкция этих реакторов за по­следние время не претерпела существенных изменений.