АЭС на тепловых нейтронах

На современных атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерных энергетических реакторах на тепловых нейтронах. Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рисунок6.1) являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, образующие так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом защитную трубку-оболочку небольшого диаметра, выполненную из специальных сплавов. Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющей таким образом отвод тепла из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и то, же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для уменьше­ния утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону. Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных из­лучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Бетон содержит до 10% (по массе) физически связанных молекул воды и замед­ляет быстрые нейтроны, а затем поглощает их. Роль защиты в ре­акторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Толщина бетонной за­щиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоак­тивные излучения не превыша­ли специально установленных норм. В допустимых дозах они не опасны, как не опасны слабые радиоактивные излучения, при­ходящие на землю из космоса.

Около 40% всех рожден­ных при делении ядер ²³⁵Uнейтронов полезно поглощает­ся другими ядрами ²³⁵U, не ме­нее 50% неизбежно поглоща­ется в инертном ²³⁸U, в замед­лителе, теплоносителе и кон­струкционных материалах, рас­положенных в активной зове. При этом на утечку наружу мо­жет приходиться не более 10% общего числа рожденных нейтронов.

Рисунок 6.1. Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах:

1–тепловыделяющие элементы; 2–замедлитель; 3–отражатель; 4–корпус реактора; 5–бетонная защита; 6–вход теплоносителя; 7–регулирующие стержни; 8–выход теплоносителя.

Если объем активной зоны относительно мал, то утечка нейтронов превышает «допустимую» и самоподдержи­вающаяся реакция деления ядер ²³⁵Uне происходит. С ростом объема активной зоны утечка нейтронов относительно уменьшается. При вполне определенном ее объеме, когда достига­ется вышеназванный баланс нейтронов, начинается самоподдержи­вающаяся цепная реакция деления ядер ²³⁵U. Этот объем назы­вается критическим, а соответствующая ему масса топлива – критической массой. Однако реактор с загрузкой, равной критической, длительно работать не может поскольку в процессе работы топливо выгорает. Поэтому в действи­тельности загрузка реактора в несколько десятков раз превышает критическую, но при этом для обеспечения требуемого баланса нейтронов в активную зону реактора вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. Такие стержни назы­ваются компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную загрузку топлива или, по специальной терминологии, из­быточную реактивность реактора. При работе реактора по мере выгорания топлива компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны и таким образом реактор непрерывно поддер­живается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т. е. для поддержа­ния ее на заданном уровне.

Существующие конструкции реакторов на тепловых нейтронах во многом определяются тем, какие вещества используются в качестве замедлителя и теплоносителя.

На атомных электростанциях России в качестве замедлителей
используют обычную воду и графит, а в качестве теплоносителя обыкновенную воду. Это и определило два типа ядерных реакторов: водо-водяные реакторы, в которых вода является и замедлителем и теплоносителем и уран-графитовые реакторы, в которых замедлителем является графит, а теплоносителем вода.

К первому типу относятся реакторы марки ВВЭР. Активная зона реактора представляет собой емкость, заполненную водой с погруженными в нее сборками тепловыделяющих элементов. Реакторы этого типа выполняются по двухконтурной схеме (рисунок 6.2). В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело-пар движутся по самостоятельным контурам (соответственно пер­вому и второму), общим элементом которых является парогенера­тор. Нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (теплообменник), отдает теплоту рабочему телу и циркуляционным насосом снова возвращается в реактор. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу, затем кон­денсируется в конденсаторе, а конденсат питательным насосом по­дается в парогенератор. Таким образом, радиоактивный контур теп­лоносителя включает не все оборудование станции, а лишь его часть.

Энергоблоки с реакторами ВВЭР-440 первого поколения введены в эксплуатацию в 1972 году. В 1980 году на Нововоронежской АЭС был пущен первый блок с реактором ВВЭР-1000. Эти реакторы выпускаются на заводе «Атоммаш» и имеют высокопрочный корпус, выполненный из специальных сталей путем длительной и сложной технологии упрочнения. Вода первого контура имеет давление 16,5 МПа и температуру 350 ⁰С, что обеспечивает надежный отвод тепла из корпуса реактора.

Рисунок 6.2. Схема АЭС с реактором типа ВВЭР:

1–реактор; 2–парогенератор; 3–паровая турбина; 4– генератор; 5–конденсатор;

6–циркуляционный насос; 7– питательный насос.

Во втором контуре давление принято 5,9 МПа, что приводит к образованию пара с температурой 289 ⁰С. При таких сравнительно низких параметрах острого пара блок оснащается одним турбогенератором на 1000 МВт с n=1500 оборотов в минуту или двумя турбогенераторами 500 МВт при n=3000. Загрузка реактора составляет 66 тонн обогащенного урана, которого хватает на 900 дней работы.

Сегодня 6 реакторов типа ВВЭР-440 работают на Кольской и Нововоронежской АЭС, 7 реакторов типа ВВЭР-1000 работают на Балаковской, Калининской и Нововоронежской АЭС. Недавно после долгого перерыва из-за аварии на Чернобыльской АЭС пущен в работу реактор ВВЭР-1000 на Ростовской (Волгодонской) АЭС. Готовится к пуску такой же блок на Калининской АЭС. В планах строительство Балтийской, Калининской-2, Ленинградской-2 АЭС с блоками ВВЭР-1200. Ежегодно на реакторах типа ВВЭР в России вырабатывается около 40 млрд. кВт·ч электроэнергии.

Другим типом энергетических ядерных реакторов в России является уран-графитовый реактор типа РБМК с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя. Этот реактор имеет канальную конструкцию. Активная зона в них состоит из графитовой кладки, в которой сделаны вертикальные каналы. В большинстве каналов размещаются тепловыделяющие кассеты. Ядерное топливо – обогащенный уран размещается в кольцевом пространстве ТВЭЛа между внутренней рассчитанной на высокое давление трубкой, по которой протекает теплоноситель, и внешней тонкостенной трубкой. В отличие от водо-водяных реакторов вода здесь кипит с образование паро-водяной смеси, которая поступает в барабан-сепаратор. В барабане влажный пар разделяется на воду и сухой пар, который затем поступает в турбину. Отработавший пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме имеется только один контур (рисунок 6.3), а теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию.

Достоинство одноконтурных схем по сравнению с двухконтурными состоит в их простоте и большей тепловой экономичности.

Первые энергоблоки ЭГП-6 с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности были установлены на Билибинской АЭС в 1974 году. Блок 600 МВт с канальным реактором работает на Белоярской АЭС. В эти же годы была разработана серия реакторов этого типа, но большой мощности достигшей 1000 МВт и даже 1500 МВт. Этим реакторам было присвоено наименование РБМК. Первый реактор серии РБМК-1000 был пущен в эксплуатацию на Ленинградской АЭС в 1973 году. Острый пар, поступающий в турбину, имеет примерно такие же параметры как и в реакторах типа ВВЭР-1000. Загрузка реактора составляет 190 тонн обогащенного урана, которого хватает на 1080 дней работы.

Рисунок 6.3. Схема блока с реактором типа РБМК:

1–реактор; 2–барабан-сепаратор; 3–паровая турбина; 4– генератор;

5–конденсатор; 6–циркуляционный насос; 7– питательный насос.

Реакторы типа РБМК-1000 общей мощностью 11000 МВт установлены на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Во времена Советского Союза в Литве на Игналинской АЭС был пущен самый мощный реактор РБМК-1500. Сегодня уран-графитовые реакторы в России ежегодно вырабатывают около 60 млрд. кВт·ч электроэнергии. На всех действующих АЭС с канальными реакторами выполнен комплекс технических и организационных мероприятий, существенно повышающих их безопасность и исключающих повторение аварии типа чернобыльской.