Принцип действия атомных электростанций

Первая в мире электрическая атомная станция была пущена в экс­плуата­цию в СССР в 1954 году. Применение атомной энергии расширяет энергетические ресурсы. Принцип работы атомных станций основан на том, что при расщепле­нии ядер освобождается огромное количество энергии. Напри­мер, при расщеп­лении 1 кг U²³⁵ освобождается (с учетом неизбежных потерь делящегося веще­ства) около 70,0 ГДж. Промышленное использование атомной энергии стало возможным после открытия методов, позволивших искусственно регулировать про­цесс расщеп­ления ядер.

Ядерная энергия может освобождаться и при синтезе легких ядер (термо­ядерная реакция). На этом принципе построена водородная бом­ба. В энергетике принцип синтеза не применяется, так как пока не раз­работан метод регулирова­ния термоядерной реакции.

Искусственное расщепление ядер осуществляется в результате бом­барди­ровки атомов делящегося вещества нейтронами, обладающими достаточной для этого скоростью. В зависимости от исходного деляще­гося материала для рас­щепления применяют быстрые или медленные нейтроны. Медленные нейтроны часто называют тепловыми, так как скорость их движения (да 2200 м/сек) близка к скорости теплового движения молекул.

При расщеплении ядер появляются новые нейтроны (в 2-3 раза больше, чем первоначальные), которые расщепляют ядра других ато­мов, и так возни­кает цепная реакция. Цепные реакции расщепления ядер осуществляются в ядерных реакторах. Регулирование процесса расщепления ядер в реакторе ос­новано на том, что не все нейтроны, возникающие при распаде ядра, способны вызвать деление других ядер. Часть нейтронов поглощается делящимся веще­ством или окружа­ющими его инертными материалами, а часть нейтронов вы­ходит из ак­тивной зоны.

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на мед­ленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для по­вышения в нем содержания U²³⁵ увеличивает его стоимость. При работе на бы­стрых нейтронах можно пользоваться реакторами-размножителями, в кото­рых количество вновь образующегося деляще­гося материала при протекании цепной реакции превосходит количест­во первоначально загруженного.

На рис. 8.36 показана принципиальная схема ядерного реактора работаю­щего на медленных нейтронах. Стержни 1 из расщепляющегося вещества (ядерного топлива) окружены для уменьшения скорости дви­жения нейтронов замедлителем 2. В качестве замедлителя применяют природную или тяжелую воду; для этой цели могут быть использованы легкие металлы (бериллий), гра­фит, углеводороды.

Рис. 8.36. Принципиальная схема         Рис. 8.37. Принципиальная схема

ядерного реактора, работающего                              ядерного реактора.

на медленных нейтронах.

 

 

Рис. 8.38. Принципиальная схема ядерного реактора на атомной электростанции «Фукусима-1» в Японии, пострадавшего в результате аварии.

Кинетическая энергия осколков ядер при столкновении с атомами расще­пляющегося вещества и окружающих инертных материалов пре­вращается в те­плоту, в результате чего повышается их температура. Об­разующаяся в реакторе теплота отводится теплоносителем, которым в за­висимости от типа реактора мо­гут быть газ (двуокись углерода, гелий, воздух), вода, жидкие металлы (на­трий), углеводороды. В некоторых конструкциях реакторов теплоноситель од­новременно является и за­медлите­лем.

Часть нейтронов уходит из реактора через ограждающие поверх­ности. Утечка нейтронов тем больше, чем больше отношение внешней поверхности реактора к его объему. Поэтому потери нейтронов в ре­зультате утечки умень­шаются при увеличении геометрических размеров реактора. При размерах ре­актора, меньших определенных минималь­ных, называемых критическими, цеп­ная реакция вообще не возникает. Для сокращения утечки нейтронов реакторы окружают отражателем 3, который выполняют из материалов, хорошо рассеи­вающих нейтроны, часто из тех же, что и замедлитель.

Регулирующие стержни 5 изготовляют из бора, кадмия и других материа­лов, легко поглощающих нейтроны. Изменяя глубину погруже­ния стержней 5 в активную зону, можно изменять количество поглощае­мых нейтронов, а следо­вательно, и мощность реактора.

Радиоактивные излучения при ядерных реакциях весьма вредны для че­ловеческого организма. Поэтому активный объем ядерного реак­тора огражда­ется толстыми (1,5-2 м) бетонными стенами 4. Воздух в помещении реактора может оказаться зараженным биологически вред­ными радиоактивными веще­ствами. Для удаления этого воздуха на атомных электростанциях бывают  высокие вентиляцион­ные трубы.

На рис. 8.39 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.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Рис. 8.39. Схема работы атомной электростанции на двухконтурном

водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).

 

Кроме воды  в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах - два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях – градирнях, которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

На рис. 8.40 – 8.41 показаны схемы работы атомной электростанции. Как видно из рис. 8.42, реактор и турбина атомной электростанции имеют общую тепловую схему с двумя контурами движения теплоносителя. Оба контура в качестве теплоносителя используют воду.

 

 

Рис. 8.40. Схемы работы атомной электростанции.

Рис. 8.41. Схемы работы атомной электростанции.

 

 

Рис. 8.42. Принципиальная схема Белоярской атомной электростанции.

 

В первом контуре принято давление 15 Мн/м². Кипение воды в этом контуре происходит в испа­рительных каналах 3 реактора 1, из которых паро-водяная смесь направляется в сепаратор 6, где пар отделяется от воды. Пар из сепаратора 6 поступает в испа­ритель 7, где за счет тепла его конденсации вырабатывается пар второго кон­тура. Конденсат пара первого контура из испарителя 7 направляется в подогре­ватель-испаритель 5А. В этот подогреватель поступает и конденсат первого контура, отделенный из паро-водяной смеси в сепараторе 6.

 Из подогревателя 5А конденсат первого контура поступает в подогреватель 5Б, где охлаждается примерно до 300 ⁰С и далее насосом 4 подается в испарительные каналы 3 и цикл первого контура повторяется. Вторичный пар, полученный в испарителе 7, направляется в перегревательные каналы 2 реактора, после которых посту­пает в турбину при давлении 9Мн/м² и температуре перегрева 500 ⁰С.

В России началось строительство экспериментального завода по производству топлива для первого в мире опытного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Проект получил название «Прорыв».

Утверждается, что он станет настоящим открытием для всего мира и изменит будущее энергетики. Отработанное ядерное топливо будет перерабатываться в «таблетки», на которых и работает прорывной российский реактор (рис. 8.43-8.44).

 

Рис. 8.43. Схема атомного реактора.

 

 

Рис. 8.44. Монтаж стержней атомного реактора и его схема.

 

Завод по производству новейшего топлива планируется запустить в 2017 году, чтобы к пуску реактора «БРЕСТ-300» уже была готова первая загрузка нового топлива. «БРЕСТ» должен начать работу в 2020 году. И уже в 2022 году будет запущен модуль переработки топлива для формирования безотходной технологии и замкнутого цикла.

Обычные реакторы работают на низкообогащенном уране – после них остается множество ядерных отходов, которые представляют серьезную экологическую проблему, а эффективность реактора далека от идеала. В мире уже 345 000 тонн ядерных отходов, в том числе 110 000 тонн в США. В то же время технологии переработки есть только у России и Франции.