Атомные электростанции
Первоначальные затраты при строительстве АЭС в 1,5-2 раза выше, чем при строительстве ТЭЦ, но себестоимость электроэнергии ниже в 1,3- 1,7 раза.
АЭС для получения электроэнергии и тепла используют ядерное горючее. Вместо котельного агрегата на атомных станциях используется ядерный реактор и особые парогенераторы (рис. 4.6).
В качестве топлива на АЭС применяется вещество, способное к самопроизвольному расщеплению ядер атомов с выделением энергии в виде тепла.
Важнейшим ядерным топливом являются тяжелые элементы: уран-235, уран-233, плутоний-239.
Расщепление ядер урана-235 происходит под воздействием нейтронов по цепной реакции, при этом выделяется большое количество тепловой энергии (83 %) и так называемого ядерного излучения (17 %).
Существует несколько типов реакторов на тепловых нейтронах, однако всем им присущи некоторые общие элементы, приведенные на рис. 4.7. Реакторы имеют так называемую активную зону 1 , в которую загружается ядерное топливо, содержащее уран-235 и замедлитель (обычно графит или вода). Для сокращения утечки нейтронов активная зона окружена отражателем 2, за которым размещается бетонная защита 5 от радиоактивных излучений. Количество ядерного топлива в реакторе значительно превышает критическую массу. Поэтому в активную зону вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней 4 из карбида бора. По мере выгорания топлива регулирующие стержни извлекают из активной зоны. Нагретый теплоноситель отводится по трубам 3 в теплообменник-парогенератор 6, где передает свое тепло рабочему телу (например, воде, проходящей по змеевикам и превращающейся в пар). Рабочее тело (пар) поступает в турбину 7, вращает вал турбины, соединенный с валом генератора 8. Отработавший в турбине пар попадает в конденсатор 9, после чего сконденсированная вода вновь идет в теплообменник.
Все ядерные реакторы имеют специальную биологическую защиту, чтобы предохранить обслуживающий персонал от опасных радиоактивных излучений, которые вызывают ионизацию молекул клеток.
Коэффициент полезного действия АЭС на медленных нейтронах обычно составляет 25-35 %.
Первая в мире атомная электростанция вступила в строй в России в 1954 г. в г. Обнинске (под Москвой). Первая в СССР АЭС на быстрых нейтронах сооружена в 1972 г. в г. Шевченко (ныне г. Актау, Республика Казахстан) для опреснения морской воды и получения электроэнергии.
Первый атомный реактор был построен под руководством И. В. Курчатова (1902-1960) (рис. 4.8). Большие заслуги в создании АЭС принадлежат ученым А. П. Александрову (рис. 4.9), Н. А. Доллежалю (рис. 4.10) и др.
Типы ядерных реакторов и их топливо.
По расчетам ученых, 1 кг ядерного топлива при полном его использовании заменяет 2 000 т угля.
Топливо АЭС - обогащенный уран. В ядерном реакторе в процессе работы накапливается плутоний, который может делиться под воздействием нейтронов с выделением энергии. В результате реакции в ядерном топливе накапливаются продукты деления и трансмутации, многие из которых высокорадиоактивны, а некоторые имеют период полураспада десятки, сотни и даже тысячи и миллионы лет - это долгоживущие радиоактивные отходы, которые нужно захоранивать в надежных могильниках.
В инфраструктуру замкнутого ядерного топливного цикла входят следующие производства: 1) добыча и обогащение урановых руд и производство естественного урана; 2) радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива; 3) захоронение радиоактивных отходов.
В современных ядерных реакторах используется небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух частей (изотопов) - урана-235 и урана-238. Доля урана-238 составляет 99,3 %, а урана-235 - всего 0,7 %. Атом урана-235 распадается на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов.
Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 % до 3-5 %.
Особенность реакторов на быстрых нейтронах - бридеров - в том, что в процесс деления ядер урана-235 вовлекается и уран-238.
В России строительство АЭС базируется на корпусных реакторах с водой под давлением - ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах - РБМК (реактор большой мощности кипящий).
Принцип работы этих атомных реакторов одинаков: внутри реактора располагают тепловыделяющие элементы - ТВЭЛы, которые состоят из металлической трубки из сплава циркония, заполненной смесью урана-235 и урана-238.
В реакторе ВВЭР все ТВЭЛы помещены в стальной корпус, заполненный водой, которая непосредственно соприкасается с ТВЭЛами и охлаждает их. Тепло атомного реактора нагревает воду под высоким давлением, она становится радиоактивной. Поэтому эта вода направляется в промежуточный парогенератор, где вода второго контура превращается в пар, направляемый в турбину.
Реактор РБМК заполнен графитовыми блоками, внутри которых сделаны отверстия. В них помещены тонкостенные трубы (рабочие каналы) из циркония, в которых устанавливаются ТВЭЛы. Через трубы циркулирует вода под давлением, она отводит тепло от ТВЭЛов и при этом частично испаряется.
РБМК - это канальный реактор, а ВВЭР - корпусной. ВВЭР получили более широкое распространение, чем РБМК. Преимуществом РБМК является возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора.
Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в реакторах на быстрых нейтронах является искусственный химический элемент плутоний-239 и «пассивный» уран-238.
Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Вновь образуемый плутоний является ядерным горючим. Кроме этого в реакторе образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим, и он может быть извлечен из данного реактора и направлен для использования в другой реактор. В результате этого процесса возможно использование почти всего урана-238.
Введенная в эксплуатацию в 1972 г. АЭС в г. Шевченко имеет реактор БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, мощностью 350 МВт.
На Белоярской АЭС в этот период пущен в эксплуатацию энергоблок на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт.
В качестве теплоносителя и охладителя реактора на БН применяется жидкий металл - натрий, который в последующем контуре отдает свое тепло воде, превращая ее в пар, поступающий в паровую турбину; далее цикл превращения энергии пара в электричество происходит обычным путем.
Теплоноситель натрий не должен нигде соединиться с водой, иначе произойдет взрыв. Сегодня вместо натрия используется гелий или диссоциирующий газ.
Структура производства электроэнергии в крупнейших странах мира в конце ХХ в. приведена в табл. 4.3.
