Атомные электростанции

Атомная электростанция отличается от ТЭС, в первую очередь, видом источника энергии (топлива). Если на ТЭС тепловая энергия создается за счет химической реакции окисления (сгорания органического топлива), то на АЭС - за счет ядерных превращений тяжелых металлов. Горение является химической реакцией, идущей с выделением тепла (соединением вещества топлива с кислородом). При этом теряется часть массы, но эта часть ничтожно мала. Отличительной особенностью ядерных превращений является то, что в них величина относительного изменения массы на несколько порядков больше, чем в химических реакциях.

Процесс деления тяжелых ядер на АЭС осуществляется в ядерном реакторе, где происходит бомбардировка ядерного топлива потоком нейтронов. В результате бомбардировки происходит деление ядер топлива и образование новых веществ. Кинетическая энергия продуктов деления при их торможении вызывает разогрев окружающей среды. В реактор по трубам подается теплоноситель (например, вода). Разогретый теплоноситель передается рабочему телу турбины для выработки электроэнергии генератором.

Для устойчивости и непрерывной работы реактора необходимо, чтобы процесс деления ядер был самоподдерживающимся. Для этого нужно, чтобы количество ядерного вещества было не меньше некоторой величины, называемой критической массой.

На современных АЭС основным ядерным топливом является природный уран, количество его в природе достаточно для промышленного использования. Реакция деления ядер урана сопровождается необходимым тепловыделением.

Главным преимуществом атомной энергетики является то, что теплота сгорания уранового топлива несравненно выше теплоты сгорания основного вида топлива современных ТЭС - угля. Так, считается, что при делении ядер 1 кг урана выделяется 20-109 ккал, что соответствует 23x106 кВт-ч электрической энергии, в то время как сжигание 1 кг угля даёт всего 7-8 кВт-ч.

Природный уран представляет собой смесь трех различный изотопов 238U(99,28%), 235U(0,714%), 234U(0,006%). В современных реакторах для деления ядер исходного топлива используются так называемые тепловые нейтроны. Тепловые или медленные нейтроны получаются в результате искусственного снижения их энергии от 10 МэВ в момент деления до ОД эВ, что эквивалентно снижению их скоростей с 40000 до 4 км/с. Замедление происходит за счет столкновения образовавшихся нейтронов с легкими ядрами замедлителя. При бомбардировке ядер природного урана тепловыми нейтронами «сгорает» лишь незначительная часть ядерного топлива - происходит деление лишь изотопа 235U. Для деления ядер изотопа 238U нужны нейтроны с энергией не менее 6,7 эВ (30 км/с). АЭС с реакторами на быстрых нейтронах не нашли еще широкого промышленного применения.

Существует несколько типов реакторов на тепловых нейтронах, однако всем им присущи некоторые общие элементы.

Реакторы имеют так называемую активную зону, в которую загружается ядерное топливо, содержащее 235U и замедлитель (обычно графит или вода). Для сокращения утечки нейтронов активная зона окружена отражателем. За отражателем размещается бетонная защита от радиоактивных излучений. Количество ядерного топлива в реакторе обычно значительно превышает критическую массу. Поэтому в активную зону вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. По мере выгорания топлива регулирующие (компенсирующие) стержни извлекаются из активной зоны. Нагретый теплоноситель (например, вода) отводится по трубам в теплообменник-парогенератор, где передает свое тепло рабочему телу (например, воде, проходящей по змеевикам и превращающейся в пар). Рабочее тело (пар) поступает в турбину, вращает вал турбины, соединенный с валом генератора. Отработавший в турбине пар попадает в конденсатор, после чего сконденсированная вода вновь идет в теплообменник.

В.И. Брызгалов, Л.А. Гордон, "Гидроэлектростанции", Красноярск, 2002г.