Ядерная энергетика

Источником энергии на атомных электростанциях (АЭС) является процесс деления тяжелых ядер при взаимодействии их с нейтронами. Полное энерговыделение на один элементарный акт деления составляет 200 МэВ. Такое высокое энерговыделение и определяет огромную теплотворную способность ядерного топлива, превышающую теплотворную способность органического топлива в миллионы раз. В соответствии с принципом, положенным в основу получения управляемой реакции деления, все ядерные реакторы делятся на два типа: реакторы на тепловых, или медленных, нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах, или реакторы-размножители.

Подавляющее большинство действующих и строящихся АЭС имеют реакторы на медленных нейтронах. Особенность реакторов этого типа наличие замедлителя нейтронов в активной зоне реактора. Использование в качестве замедлителя нейтронов тяжелой воды позволяет использовать в качестве ядерного топлива необогащенный природный уран.

Во всем мире примерно три четверти реакторов АЭС работают на обогащенном уране со степенью обогащения 2-4% и используют в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя обычную воду'. Такие реакторы называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором представлена на рис. 15.7. ВВЭР работает по двухконтурной схеме. Как видно из рис. 15.7, вода первого контура служит для передачи тепла от ТВЭЛов (тепловыделяющих элементов) к вторичному контуру. Пар, образующийся из воды вторичного контура, не представляющей опасности с точки зрения радиоактивности, используется для вращения паровой турбины.

Помимо водо-водяных реакторов, в России на АЭС имеются уран- графитовые реакторы. Эти реакторы, как и ВВЭР, используют для про-

Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором

Рис. 15.7. Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором: 1 паровая турбина: 2 электрический генератор; 3 конденсатор пара; 4 парогенератор; 5 насос вторичной воды; 6 насос первичной воды; 7 реактор

ведения реакций деления медленные нейтроны. Но в данном случае в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а теплоносителем служит обычная вода (чернобыльский вариант).

Одним из самых больших недостатков реакторов на медленных нейтронах является очень низкая эффективность использования урана всего 1 1,5% потенциальной энергии, заключенной в природном уране. Такая низкая степень использования ресурсов урана типична для современных действующих АЭС на медленных нейтронах.

Решить задачу более полного использования природного ядерного горючего урана можно лишь в ядерных реакторах другого типа реакторах на быстрых нейтронах (реакторах-размножителях). В этих реакторах в результате ядерных превращений происходит не уменьшение, а увеличение количества ядерного горючего, способного к делению. Ядро урана-238 (238U) в результате поглощения нейтрона, переходит в ядро плутония-239 (239Ри), который, как и уран-235, при поглощении нейтронов дает начало цепной реакции деления. Аналогично ведет себя и изотоп тория-232, который при взаимодействии с нейтронами образует уран-233, склонный к реакции деления. Практически достижимым считается поднять коэффициент использования топлива до 30 40% и выше. Это не только позволит увеличить степень использования природного урана, но и резко снизит вклад стоимости ядерно- го топлива в общий баланс себестоимости энергии. Внешний вид АЭС представлен на рис. 15.8.

Внешний вид атомной электростанции в г. Северске, Томская обл

Рис. 15.8. Внешний вид атомной электростанции в г. Северске, Томская обл.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют более сложную конструкцию, чем реакторы на тепловых нейтронах. В них нет замедлителей нейтронов, поэтому в активной зоне таких реакторов высвобождается значительно больше энергии в расчете на единицу объема.

В нашей стране большое внимание уделяется разработке и совершенствованию реакторов на быстрых нейтронах, в которых теплоносителем служит металлический натрий. В целях предотвращения попадания радиоактивного натрия в воду при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменников в таких реакторах применяется трехкорпусная система теплоотвода (рис. 15.9).

Первая АЭС на быстрых нейтронах была построена в г. Шевченко (ныне г. Актау, Казахстан) в 1973 г. Реактор на быстрых нейтронах, мощностью 350 МВт начал вырабатывать электроэнергию (150 МВт) и пресную воду (1,2 • 105 т/сут.). В 1979 и 1982 гг. введены в строй АЭС

Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах

Рис. 15.9. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах: 1 реактор; 2 регулирующие стержни; 3 электрогенератор; 4 паровая турбина; 5 конденсатор пара; 6 охлаждающая вода; 7 питательный насос; 8 парогенератор; .9 второй натриевый контур; 10 теплообменник: 11 первичный контур, теплоноситель—металлический натрий

с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт. Ведутся разработки более мощных реакторов с мощностью до 1600 МВт, которые планировалось производить в РФ серийно.

Существует, однако, целый ряд проблем, которые необходимо решить, прежде чем реакторы-размножители получат широкое распространение. Эти реакторы используют высокообогащенное топливо и требуют, помимо урана, большое количество плутония. Плутоний должен поступать из запасов, накопленных в ходе работы реакторов на тепловых нейтронах. Изотопы плутония извлекаются из «выгоревших» ТВЭЛов, имеющих высокую активность, на специальных заводах по переработке отработанного ядерного горючего. Кроме того, плутоний извлекается из демонтируемых атомных бомб.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >