книги / Общая энергетика
..pdfПереработка и обогащение ядерного топлива производится на специальных предприятиях по типовой схеме. Продукцией таких предприятий являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые выполняются в виде тонких труб, наполненных таблетками обогащенного ядерного топлива. Трубы изготавливаются из специальных металлов
идолжны обеспечивать необходимые условия теплоотвода
изамедления (гашения) энергии нейтронов при делении ядер урана или плутония.
Ядерное топливо в форме ТВЭЛов вводится в активную зону реактора, где поддерживается цепная управляемая реакция деления урана или плутония. Кроме того, в реактор вводятся замедлители (гасители) нейтронов – регулирующие стержни и конструкционные материалы, которыми экранизируется стенка реактора и которые препятствуют выходу нейтронов из реактора. Через реактор пропускается вода или какой-то другой теплоноситель (жидкий металл, газ или др.). Вода как потенциальный теплоноситель поступает в реактор под высоким давлением, нагревается и превращается в реакторе в пар высокого давления и температуры.
Вреакторе тяжелые ядра урана или плутония, поглощая свободные тепловые нейтроны (медленные, обладающие невысокой энергией), распадаются на более легкие ядра. При делении выделяется большое количество тепловой энергии
идополнительные нейтроны в среднем в 2–2,5 раза больше количества поглощенных. Эти выделяемые нейтроны обладают большой энергией (быстрые нейтроны) и не могут участвовать в дальнейшем делении ядер без гашения их энергии до энергии тепловых нейтронов. Цепная реакция будет управляемой, когда количество поглощаемых тепловых нейтронов будет равно количеству быстрых нейтронов. Дополнительные быстрые нейтроны поглощаются с помощью специальных поглощающих стержней, обладающих высокой поглощающей способностью. Посредством ввода и вывода
131
этих стержней осуществляется пуск и останов реактора, регулирование режима его работы.
Основным направлением атомной энергетики является производство электроэнергии на атомных электростанциях. Если АЭС отпускает потребителям только электроэнергию,
то ее называют атомной конденсационной электростанцией
(АКЭС). Возможно создание атомных станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и теплоту. Такие электростанции называют атомными теплоэлектроцентра-
лями (АТЭЦ). Можно использовать ядерную энергию только для целей отопления и горячего водоснабжения на атомных станциях теплоснабжения (ACT). Такие станции уже име-
ются в ряде стран дальнего зарубежья.
Для АЭС наибольшее значение имеет классификация по числу контуров. Имеются одно-, двух- и трехконтурные АЭС.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, то АЭС называют одноконтурной.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым).
На трехконтурных АЭС создают дополнительный промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело.
Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу по преобразованию тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. По-
132
этому контур рабочего тела для АЭС всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.
Теплоноситель на АЭС призван отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.
Кроме классификации АЭС по числу контуров можно выделить отдельные типы станций в зависимости от следующих факторов:
1)типа реактора – на тепловых, промежуточных или быстрых нейтронах;
2)параметров и типа паровых турбин – АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре;
3)параметров и типа теплоносителя – с газовым теплоносителем, теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.;
4)типа замедлителя реактора (графитовый, тяжеловодный и др.);
5)конструктивных особенностей реактора (канального или корпусного типа, с кипящим слоем, с естественной или принудительной циркуляцией и др.).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 3.18.
133
Рис. 3.18. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор; 2 – циркуляционный насос; 3 – теплообменник; 4 – гидротурбина; 5 – электрогенератор
Тепло выделяется в активной зоне реактора 1, вбирается водой (теплоносителем 1-го контура), которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передает тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образованный пар поступает в турбину 4, которая приводит во вращение генератор 5.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономич-
134
ные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется двухконтурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур – пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая схема АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар или направляется непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.
В высокотемпературных графитогазовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае играет роль камеры сгорания.
Существенное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС заключается в том, что у ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а у АЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону. При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее, содержащееся в ТВЭЛах, перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
3.2.2.Ядерные реакторы
3.2.2.1.Принцип работы и классификация ядерных реакторов
Энергетический ядерный реактор – это устройство,
в котором осуществляется управляемая цепная реакция деле135
ния ядер тяжелых элементов под действием нейтронов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем.
В практике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы:
1)медленные (тепловые) с энергией 0,005–0,2 эВ;
2)промежуточные с энергией 0,2–100 эВ;
3)быстрые нейтроны с энергией 0,1–10 МэВ.
Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.
Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп U235, доля которого в естественном уране составляет всего 0,7 %. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по U235 составляет 2,0–4,4 %, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий U235 в существенно меньшем количестве, чем природный. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный уран, может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.
Хотя U238 и делится быстрыми нейтронами, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране невозможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер U238 с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер U238.
Для характеристики цепной реакции деления ядер используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для ста-
136
ционарной цепной реакции деления К = 1. Размножающаяся система (реактор), в которой К = 1, называется критической. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора.
Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реак-
тором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0,2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов,
такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.
Энергия нейтронов в такой системе больше 0,1 МэВ. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.
Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В ней размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных ТВЭЛов, содержащих ядерное топливо. В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода.
Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет много-
137
кратного рассеяния. При наличии отражателя увеличивается количество нейтронов в активной зоне реактора, участвующих в процессе деления, и, следовательно, уменьшаются критические размеры реактора. Кроме того, отражатель обеспечивает некоторое выравнивание плотности потока нейтронов по объему активной зоны и, следовательно, более равномерное выгорание горючего в процессе эксплуатации. Последнее обстоятельство является важным для реакторов атомных электростанций, так как позволяет увеличить время между перегрузками топлива, сопровождающимися остановками реактора и перерывами в энергоснабжении.
Вреакторах на быстрых нейтронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.
Внастоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива U235 в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны
концентрации ядерного топлива U235 или U239 порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива U235 в ней от 100 до 1000 кг/м3.
Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов
– слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, до-
138
биться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.
К реактору и обслуживающим его системам относятся:
1)собственно реактор с биологической защитой;
2)теплообменники;
3)насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя;
4)трубопроводы и арматура циркуляции контура;
5)устройства для перезагрузки ядерного горючего;
6)системы специальной вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
Классификация ядерных реакторов:
1. По назначению:
•энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла); применяются на различных АЭС;
•исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией); исследовательские реакторы служат для исследования процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного излучения и гамма-излучения, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов; реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы; наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране;
139
•транспортные (компактность, маневренность); наиболее распространены в судоходстве;
•промышленные (низкотемпературные, работают в форсированном режиме); применяются, например, для выработки плутония;
•конверторы и размножители (производство вторичного ядерного топлива из природного урана и тория); в реакто- ре-конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного, а в реакторе-раз- множителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено;
•многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды).
2.По энергетическому спектру нейтронов:
•на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);
•на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);
•на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках).
3.По виду теплоносителя:
•легководяные (наиболее распространенные);
•газоохлаждаемые (также широко распространены);
•тяжеловодные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);
•жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах).
4.По виду замедлителя:
•легководяные (наиболее компактны);
•графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);
140