И быстрых нейтронах

Устройство реактора на тепловых нейтронах рассмотрим на примере РБМК–1000 – реактора большой мощности ка­нального (рис. 3.19). Он относится к водографитовым реакторам (ВГР), и представляет со­бой набор вертикальных каналов 1 из цирко­ния, вставленных в отверстия блочной графитовой кладки 2, являющейся замедлителем и отражателем (на рисунке условно показаны только два канала из всех) и помещенной в корпус 3, заполненный инертным газом под давлением, близким к атмосферному.

Рис. 3.19. Конструктивная схема реактора РБМК–1000

На­грузка от собственного веса активной зоны воспринимается нижней опорной металлокон­струкцией коробчатого сечения, заполненной серпентинитом 4. Верхняя металлоконструк­ция, аналогичная нижней, опирается на бак с водой, служащий для радиационно–тепловой бетонной биологической защиты. Меж­ду перекрытием реакторного отделения и верхней металлоконструкцией расположена система разводки труб теплоносителя от об­щих и групповых коллекторов к головкам каналов. Каналы проходят через пространст­во для разводки теплоносителя 5 и заканчи­ваются перегрузочными головками 6. Пере­грузка осуществляется с помощью специаль­ной машины, установленной на перекрытии реакторного отделения 7. Подреакторное пространство занято помещением приводов системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ предназначена для пуска реак­тора, выхода на проектную мощность, измене­ния и поддержания заданной мощности, оста­новки реактора.

Вес реактора передается на бетон через сварные металлоконструкции, которые одно­временно используются для биологической защиты.

В реакторах ВГР Белоярской АЭС пере­гретый пар образуется непосредственно в рабочих каналах активной зоны. Каналы бы­вают двух типов: испарительные и пароперегревательные. В испарительных каналах вода преобразуется в пароводяную смесь, которая подается в сепаратор. Пар, отделенный от воды в сепараторе, поступает в пароперегревательные каналы и выводится из реактора при температуре 480 °С и давлении 9 МПа, т.е. происходит ядерный перегрев пара. При прохождении через активную зону пар активируется, поэтому конденсаторы турбин, трубопроводы острого пара и другое вспомогательное оборудование на подобных АЭС должны быть окружены биологической защитой.

Дальнейшее развитие реакторов этого ти­па осуществлялось путем упрощения кон­струкции каналов (одноходовое движение теплоносителя), замены нержавеющей стали, обладающей значительным сечением захвата нейтронов, цирконием (улучшение нейтрон­ного баланса), использования хорошо освоен­ного двуокисного топлива в форме пучков в циркониевой оболочке, увеличения единичной мощности, а также обеспечения почти непре­рывной перегрузки топлива. Реакторы РБМК установлены на многих атомных элек­тростанциях России (Ленинградской, Курской, Смоленской и др.).

Будущее атомной энергетики принадлежит реакторам на быстрых нейтронах (БН). В качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах используют газы или жидкие металлы, в основном натрий. Такие реакторы применяют в трехконтурных тепловых схемах АЭС. Основные параметры двух отечественных реакторов на быстрых нейтронах приведены в табл. 3.3, схема одного из них – на рис. 3.20.

Для энергетического реактора БН–600 третьего энергоблока Белоярской АЭС принята интеграль­ная (баковая) компоновка радиоактивного технологического оборудования: активная зона, насосы и промежуточные теплообмен­ники расположены в одном герметичном баке (см. рис.3.20). Теплоноситель на выходе из активной зоны имеет высокую температуру, что увеличивает КПД АЭС и позволяет использовать пар па­раметров, принятых на современных тепловых электростанциях.

Таблица 3.3

Рис. 3.21. Реактор на быстрых нейтронах БН–600:

1 – несущая конструкция; 2 – бак ре­актора; 3 – насос; 4 – электродвига­тель насоса; 5 – поворотная пробка; 6 – верхняя неподвижная защита; 7 – теплообменник; 8 – центральная сбор­ка СУЗ; 9 – загрузочное устройство

Ядерное топливо

Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в ТВЭЛах, представляющих собой тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания.

К ядерному топливу относят делящиеся изотопы тяжелых элементов. Делящимися изотопами называются нуклиды, которые делятся при взаимодействии с низкоэнергетическими нейтронами.

К таким изотопам относятся U²³⁵, U²³³, Рu²³⁹ и Рu²⁴¹, среди которых только первый существует в природе. Период полураспа­да остальных изотопов сравнительно мал, и за время, прошедшее с момента образова­ния во Вселенной химических элементов в процессе ядерного синтеза, они успели полностью распасться.

U²³³ образуется при захвате нейтронов сырьевым изотопом Th²³², единственным стабильным изотопом тория. Торий не имеет делящихся нуклидов и является только воспроизводящим материалом.

Рu²³⁹ образуется аналогично из сырьевого изотопа U²³⁸. Более тяжелый делящийся изотоп Рu²⁴¹ образуется в результате двух по­следовательных захватов нейтронов ядром Рu²³⁹.

Хотя при начальном образовании вещества во Вселенной относительные коли­чества изотопов U²³⁵ и U²³⁸ в естественном уране должны быть примерно одинаковыми, меньший период полураспада первого из них (0,71·10⁹ лет по сравнению с 4,5·10⁹ лет) привел к тому, что к настоящему времени содержание U²³⁵ в естественном уране очень сильно снизилось.

Вопрос об использовании плутония для сокращения потребления естественного урана должен решаться с учетом того обстоятельства, что стоимость его извлечения из облученного топлива достаточно высока. Это связано как с высоким уровнем радиоак­тивности отработанного топлива, так и с высокой токсичностью самого плутония.

Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворе­ния быстро растущих потребностей в топ­ливе. Кроме того, необходимо учиты­вать все увеличивающийся объем потреб­ления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьезным конкурентом тепло­вых электростанций. Несмотря на откры­тие новых месторождений органического топ­лива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному увеличению его стоимости. Это создает наиболее тяжелые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Тепловые схемы АЭС

В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее тело – это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.

Назначение теплоносителя на АЭС – отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2–х и 3–х контурными схемами. Недостаток – все оборудование работает в радиационно–активных условиях.

АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя – первый контур, контур рабочего тела – второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно–активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной схемой.

АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя и рабочего тела присутствует также и промежуточный контур.

Промежуточный контур призван предотвратить опасность выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором, и возможно перетекание теплоносителя, вызывающее радиоактивность второго контура, если теплоноситель (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.

На АЭС, работающей по одноконтурной схеме (рис. 3.21, а), пар образуется в активной зоне реактора и оттуда направляется в турбину.

В некоторых случаях до поступления в турбину пар подвергается перегреву в перегревательных каналах реактора. Одноконтурная схема наиболее проста. Однако образующийся в реакторе пар радиоактивен, поэтому большая часть оборудования АЭС должна иметь защиту от излучений.

В процессе работы электростанции в паропроводах, турбине и других элементах оборудования могут скапливаться выносимые из реактора с паром твердые вещества (содержащиеся в воде примеси, продукты коррозии), обладающие наведенной активностью, что затрудняет контроль оборудования и его ремонт.

По двухконтурной и трехконтурной схемам (рис. 3.21, б и в) отвод теплоты из реактора осуществляется теплоносителем, который затем передает теплоту рабочей среде непосредственно или через теплоноситель промежуточного контура. На АЭС, работающих по двухконтурной или трехконтурной схеме, рабочая среда и теплоноситель второго контура в нормальных условиях нерадиоактивны, поэтому эксплуатация электростанций существенно облегчается. Кроме того, продукты коррозии паропроводов, конденсаторов и турбинного тракта не попадают в реактор. Однако капитальные затраты в этом случае значительно выше, особенно при трехконтурной схеме.

Рис. 3.21. Одноконтурная (а), двухконтурная (б) и трехконтурная (в) тепловые схемы АЭС: 1 – реактор; 2 – промежуточный теплообменник; 3 – парогенератор, 4 – турбогенератор; 5 – конденсатор; 6 – конденсатный насос; 7 – пар от отбора; 8 – пар на регенеративный подогреватель; 9, 13 – регенеративные подогреватели низкого и высокого давления; 10 – деаэратор; 11 – пар на деаэратор;

12 – питательный насос

Такие схемы следует применять, когда вероятность контакта активного теплоносителя с водой должна быть полностью исключена, например, при использовании в качестве теплоносителя жидкого натрия, так как его контакт с водой может привести к крупной аварии. В трактах АЭС, работающих по двухконтурной схеме, даже при небольших нарушениях плотности возможен контакт активного натрия с водой, и аварию ликвидировать было бы довольно трудно. При трехконтурной схеме контакт активного натрия с водой исключен.

Во всех приведенных на рис. 3.21 схемах конденсат после конденсатора турбины проходит систему регенеративного подогрева, которая, по существу, не отличается от применяемой на обычных тепловых электростанциях.

АЭС, производящие электроэнергию и тепло, так же, как и ТЭЦ, могут иметь турбины с противодавлением, конденсацией и регулируемыми отборами. На рис. 3.22 представлены четыре наиболее распространенные тепловые схемы АТЭЦ, снабжающие потребителей и электрической, и тепловой энергией.

Эффективна также схема, в которой отвод теплоты на теплофикацию осуществляется от теплоносителя, уже охлажденного в парогенераторе (ПГ). Такую схему можно применять как в сочетании с отбором теплоты от турбины, так и при турбинах чисто конденсационного типа. Чем выше отвод теплоты в теплообменнике, тем ниже температура теплоносителя на входе в реактор и больше его тепловая мощность. Так как капитальные затраты по реакторному залу остаются при этом неизменными (а реакторный зал – один из наиболее дорогостоящих элементов АЭС), то экономические показатели станции улучшаются.

В атомной энергетике находят применение также схемы, в которых реактор используется только для выработки теплоты (теплофикации). На атомных станциях теплоснабжения реактор работает при низких температурах, и его можно изготовить из относительно недорогих материалов. Эта схема (см. рис. 3.22, г) относительно проста, легко регулируется, и в ряде случаев может оказаться экономически выгодной.

Рис. 3.22. Упрощенная тепловая схема АТЭЦ с турбогенератором

с противодавлением (а), с конденсацией и промежуточным отбором пара (б), теплообменником в первом контуре (в), а также схема установки для централизованного теплоснабжения (г): 1 – реактор; 2 – парогенератор, 2' – теплообменник первого контура ТП; 3 – РОУ; 4 – турбогенератор; 5 – пар в теплообменник контура теплового потребителя (ТП); 6 – конденсатор; 7 – конденсатный насос; 8 – конденсат из контура ТП; 8' – охлажденная вода из теплообменника ТП; 9 – пар на регенеративный подогрев и в деаэратор; 10 – система регенеративного подогрева конденсата и питательной воды; 11 –циркуляционный насос; 12 – теплообменник

Пар или горячая вода, передающие теплоту потребителю, ни в коей мере не должны быть радиоактивными. Можно полагать, что крупные АТЭЦ в основном не будут работать по одноконтурным схемам. Однако даже при двухконтурной схеме на станциях с водяным теплоносителем прямой отпуск пара потребителю из отборов турбины недопустим, так как при появлении протечек в ПГ радиоактивный пар может попасть к потребителю.

На АЭС теплота может поступать к тепловому потребителю (ТП) с паром от паропреобразователей и с горячей водой от сетевых подогревательных установок. На рис. 3.23 приведена схема подвода теплоты тепловому потребителю на ACT. Теплообменники первого контура ТП (второго контура ACT) размещены в корпусе реактора. На блоках ACT мощностью 500 МВт (АСТ–500), построенных в нашей стране, в контуре реактора давление равно 1,6 МПа, в первом контуре теплоносителя 1,2 МПа, а в линиях, подающих горячую воду потребителю теплоты, – 1,6 МПа.

Рис. 3.23. Упрощенная схема подвода теплоты к тепловому

потребителю на ACT: 1 – реактор; 2 – теплообменник контура

теплового потребителя (сетевой подогреватель); 3 – ТП;

4 – циркуляционный насос; 5 – сетевой насос

Так как это давление выше, чем в промежуточном контуре (между контурами реактора и теплового потребителя), возможность попадания радиоактивной среды к ТП при появлении неплотностей исключена.

В схеме, изображенной на рис. 3.22, в, в промежуточном контуре (между теплообменником 12 и теплообменником контура ТП) также следует поддерживать более низкое давление, чем в контуре ТП, чтобы при появлении неплотностей не было протечек в контур теплового потребителя.

Аварийность оборудования на АЭС никак не выше, чем на обычных электростанциях. Однако последствия некоторых аварий, сопровождающихся выбросом радиоактивных элементов (теплоносителя, радиоактивных газов, продуктов разрушения тепловыделяющих элементов), могут быть весьма тяжелыми. Поэтому в последние годы большое внимание уделялось созданию такой конструкции реактора и схемы контура теплоносителя, при которых выброс радиоактивных веществ полностью исключен (АСТ–500 относится к первому поколению таких установок).

Сопоставляя тепловые схемы электростанций на органическом и ядерном топливах легко заметить, что контуры АЭС всегда замкнуты, в то время как газовый контур обычной ТЭС всегда разомкнут. При разомкнутой схеме температура выбрасываемого в окружающую среду отработавшего теплоносителя выше температуры окружающей среды. Поэтому в тепловом отношении схема с замкнутым контуром теплоносителя всегда экономичнее, чем схема с разомкнутым контуром.

Таким образом, применение схем с замкнутым контуром теплоносителя на АЭС не только необходимо, но и целесообразно, так как тепловая экономичность цикла при этом возрастает. Кроме того, следует иметь в виду, что теплоноситель АЭС представляет определенную ценность (иногда его стоимость сравнительно велика).