Атомные электростанции

Привлекательность ядерной энергетики заключается в том, что при делении ядер урана ²³⁵U выделяется большое количество энергии. При полном делении 1 кг ²³⁵U выделяется 86▪10⁶ МДж (23▪10⁶ кВт- ч) энергии, а при сжигании 1 кг каменного угля выделяется только 8 кВт- ч энергии. Анализируя эти данные можно сделать вывод, что ядерное топливо эффективнее традиционного органического топлива в 3000000 раз.

Источником ядерной энергии могут быть либо тяжелые ядра, для которых возможны ядерные превращения, сопровождающиеся их делением на более мелкие ядра, либо легкие элементы, вступающие в реакции синтеза.

Рассмотрим процесс деления тяжелых ядер, лежащий в основе работы ядерного реактора АЭС. В состав атомов элементов, как известно, входят электрон, протон, нейтрон. Атомы состоят из ядер, вокруг которых вращаются электроны. Сами ядра состоят из очень плотно «упакованных» с помощью ядерных сил нейтронов и протонов. Ядерные силы действуют на очень коротких расстояниях, соизмеримых с размерами ядер, и превосходят по значению все другие силы, в том числе кулоновские силы отталкивания между протонами ядер.

Деление ядер происходит при бомбардировке их нейтронами. Поскольку нейтрон имеет нулевой заряд, кулоновские силы не могут препятствовать проникновению нейтрона в ядро. Нейтрон, который не связан с тяжелым ядром, попав в него, не изменяет полную энергию связи всех протонов и нейтронов (нуклонов) ядра, но изменяет среднюю энергию связи, приходящуюся на один нуклон, в результате чего эта энергия в новом ядре станет меньше, чем в старом. Нуклоны станут меньше связаны друг с другом, а это приведет к тому, что в таких ядрах, как уран или плутоний, ядерных сил связи будет недостаточно для удерживания всех нуклонов вместе. Произойдет деление ядра на два других (осколки деления) с одновременным испусканием нескольких отдельных нейтронов, которые в свою очередь вызывают новые деления ядра (рис. 2.9.), при этом процесс деления сопровождается выделением огромного количества энергии.

Освобождаемая энергия проявляется в виде кинетической энергии продуктов деления (осколков), что при их торможении приводит к разогреву окружающей среды. Выделяемая тепловая энергия с помощью теплоносителей передается рабочему телу турбины для выработки электроэнергии генератором.

В современных атомных электростанциях используются в основном реакторы на тепловых (медленных) нейтронах. Рассмотрим в связи с этим, что же представляет собой наиболее распространенный в энергетике ядерный реактор на тепловых нейтронах.

Рис. 2.9. Схема расщепления ядра урана-235

В настоящее время существует несколько типов реакторов, однако всем им присущи некоторые общие черты. Все они имеют прежде всего так называемую активную зону 1 (рис. 2.10), в которую загружается

Рис. 2.10. Упрощенная схема АЭС

ядерное топливо, содержащее ²³⁵U и замедлитель (обычно графит или вода). Для сокращения утечки нейтронов из активной зоны последнюю окружают отражателем 2, выполненным обычно из того же материала, что и замедлитель. За отражателем снаружи реактора размещается бетонная защита 5 от радиоактивных излучений.

Загрузка реактора ядерным топливом обычно значительно превышает критическую. Чтобы по мере выгорания топлива непрерывно поддерживать реактор в критическом состоянии, в активную зону вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней 4 из карбида бора. Такие стержни называют регулирующими или компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную нагрузку топлива (избыточную реактивность реактора). По мере выгорания топлива эти стержни постепенно извлекаются из активной зоны.

Часть этих стержней используется также для регулирования мощности реактора, осуществляемого с помощью автоматики.

В процессе деления ядра основная доля освобожденной энергии переходит, как уже говорили, в кинетическую энергию осколков, при торможении которых выделяется теплота, отводимая теплоносителем 3 в теплообменник-парогенератор 5, где она трансформируется в рабочее тело — пар. Пар поступает в турбину 7 и вращает ее ротор, вал которого соединен с валом генератора 8. Отработавший в турбине пар попадает в конденсатор 9, после которого сконденсированная вода вновь идет в теплообменник, и цикл повторяется.

В зависимости от вида теплоносителя, нагреваемого в атом­ном реакторе, и способа его использования АЭС делятся на одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные. Принципиальные схемы этих АЭС представлены на рис. 2.11.

Рис. 2.11. Упрощенная принципиальная схема одно-(а) и двух-(б) контурныхреакторов АЭС:

1 — ядерный реактор с первичной биологической защитой, 2 — вторичная биологическая защита, 3 — турбина, 4 — генератор, 5 — конденсатор, 6 — насос, 7 — регенеративный теплообменник, 8 — циркуляционный насос, 9 — парогенератор, 10 — промежуточный теплообменник

В одноконтурных АЭС (рис. 2.11а) в качестве рабочего тела паротурбинного цикла используется сам теплоноситель. Такая схема наиболее проста и дешевая в реализации, в ней отсутствуют также дополнительные потери, связанные с получением рабочего тела в двух- и трехконтурных АЭС. Однако в таких АЭС все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет эксплуатацию энергоблока. Недостатком ее является также работа реактора на двухфазной пароводяной среде.

В двухконтурных АЭС (рис. 2.11 б) контуры теплоносителя и рабочего тела разделены. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор циркуляционным насосом. Пар из парогенератора поступает в турбину, затем в конденсатор, откуда после превращения в конденсат насосом подается обратно в парогенератор. Таким образом, на таких АЭС радиоактивным контуром является только первый, т. е. контур теплоносителя. В двухконтурной паротурбинной АЭС обязательным элементом является парогенератор, разделяющий оба контура.

В качестве теплоносителя в двухконтурной АЭС могут быть использованы также и какие-либо органические жидкости или газы. Двухконтурные схемы в настоящее время наиболее распространены.

Основным достоинством АЭС является относительная независимость от источников сырья (урановых месторождений) благодаря компактности горючего, легкости его транспортировки и продолжительности использования. Так на Нововоронежской АЭС на выработку 1 млн. кВт-ч электроэнергии расходуется всего около 200 г урана.

Современные АЭС на тепловых нейтронах имеют КПД несколько ниже, чем у блочных КЭС сверхкритических параметров. Капиталовложения на 1 кВт установленной мощности у них выше, хотя себестоимость вырабатываемой электроэнергии, как правило, более низкая.

Наибольшую долю электрической энергии, вырабатываемой на АЭС, в суммарном энергопроизводстве имеют: Франция ─ 78%, Бельгия ─ 60%, Украина ─ 47%, Швеция ─ 46%, Швейцария, Словения и Венгрия ─ по 40%. АЭС обеспечивают примерно 17% общемирового производства электроэнергии.