Тема 8. Атомные электрические станции

Первая в мире АЭС была введена в эксплуатацию в г. Обнинске (СССР) 27 июня 1954 г., о чем сообщило Московское радио. Затем сообщение об успешно завер­шенных работах по созданию первой промышленной электростанции на атомной энергии было передано за­рубежными информационными агентствами, прокоммен­тировано радио и прессой, воспринято как сенсация.

На АЭС энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, превращается в тепловую энер­гию пара или газа, затем в электрическую энергию, т. е. в энергию движения электронов в проводнике. Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтрона­ми, в результате чего получаются осколки ядер, обычно неодинаковые по массе, нейтроны и другие продукты де­ления, которые разлетаются в разные стороны с огромны­ми скоростями и имеют, следовательно, большие кинетические энергии. Получаемая при делении ядер энергия почти полностью превращается в теплоту. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реак­ция деления, называется ядерным реактором.

Обычные ТЭС принципиально отличаются от АЭС только тем, что рабочее тело на них получает теплоту в парогенераторах при сжигании органического топлива (на АЭС — в ядерных реакторах). Для подогревания во­ды и превращения ее в пар в ТЭС используется теплота, получаемая при сжигании угля, а в АЭС (рис. 2.25) — теплота, получаемая с помощью управляемой ядерной реакции деления.

Общий вид современной АЭС показан на рис. 2.26, а. Основной элемент станции — ядерный реактор — состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, си­стемы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.

В рабочие каналы активной зоны помещают ядерное топливо в виде урановых или плутониевых стержней, по­крытых герметичной металлической оболочкой. В этих стержнях и происходит ядерная реакция, сопровожда­емая выделением большого количества тепловой энер­гии. Поэтому стержни с ядерным топливом называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Количество твэлов в активной зоне доходит до не­скольких тысяч.

В активную зону помещают замедлитель нейтронов, через нее также проходит теплоноситель, под которым понимают вещество, служащее для отвода теплоты. В ка­честве теплоносителя используется обычная вода, тяже­лая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы (углекислый газ, гелий). Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает в рабо­чих каналах поверхности твэлов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования. Активная зона окружена отражателем, который возвращает в нее вы­летающие нейтроны.

Мощность энергетического реактора определяется воз­можностями быстрого отвода теплоты из активной зоны. Основная часть энергии, выделяющейся при ядерной ре­акции в твэлах, идет на нагревание ядерного топлива, а небольшая часть — на нагревание замедлителя. По­скольку отвод теплоты происходит за счет конвективного теплообмена, то для повышения его интенсивности сле­дует увеличивать скорость движения теплоносителя. Так, скорость движения воды в активной зоне составляет при­мерно 3—7 м/с, а скорость газов — 30—80 м/с.

Управление реактором производится с помощью спе­циальных стержней, поглощающих нейтроны. Стержни вводятся в активную зону и изменяют поток нейтронов, а следовательно, и интенсивность ядерной реакции.

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу теплового двигателя (турбины) по одно­контурной (рис. 2.26, б), двухконтурной (рис. 2.26, в) и трехконтурной (рис. 2.26, г) схемам.

Каждый контур представляет собой замкнутую систе­му. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания обо­рудования. Выбор числа контуров определяется в зави­симости от типа реактора и свойств теплоносителя, ха­рактеризующих его пригодность для использования в ка­честве рабочего тела в турбине.

При работе АЭС по двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель отдает теплоту рабочему телу в парогенераторе. Если в качестве теплоносителя использу­ется вода, то она охлаждается в парогенераторе на 15— 40°С. Теплоносители в виде жидкостей и газов охлажда­ются в парогенераторах значительнее, иногда на несколь­ко сотен градусов.

Рис. 2.26. Общий вид и схемы работы АЭС:

а — общий вид атомной электростанции: 1 — хранилища топлива; 2 — реак­торные здания; 3 — машинный зал; 4 — электрическая подстанция; Б — хра­нилище жидких отходов; б, в, г — схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС: 1 — реактор с первичной биологической защитой; 2 — вторичная биоло­гическая защита; 3 — турбина; 4 — электрический генератор; 5 — конденсатор или газоохладитель; 6 — насос или компрессор; 7 — регенеративный теплооб­менник; 8 — циркуляционный насос; 9 — парогенератор; 10 — промежуточный теплообменник

Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологической защиты. Во втором контуре рабочее тело — вода и пар — нигде не соприкасается с радиоактивным теплоносителем первого контура, поэто­му с ним можно обращаться так же, как и на обычных ТЭС.

В качестве теплоносителя на первой АЭС использует­ся вода (рис. 2.27). Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре исполь­зуется повышенное давление, так как при этом темпера­тура кипения воды также повышается. С увеличением давления температура кипения воды изменяется следу­ющим образом: при P = 101,3 кПа значение t_кип=100°С, а при p = 1013кПа значение tкип=180°С. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньшего погружения.

В теплообменнике исполь­зуется противоток, что да­ет возможность нагревать рабочее тело второго кон­тура до 260°С и охлаж­дать воду первого конту­ра до 130°С.

Биологическая защита выполняет функции изо­ляции реактора от окружающего пространства, т. е. от проникновения за пределы реактора мощ­ных потоков нейтронов, α-, β-, γ-лучей и осколков деления. Защита реактора выполняется в виде тол­стого слоя (до нескольких метров) бетона с внутрен­ними каналами, по кото­рым циркулирует вода или воздух для отвода теплоты. Количество этой теплоты равно 3—5% от всей выделенной в реакто­ре энергии. Из-за относительно низкой температуры оно в дальнейшем не исполь­зуется.

Рис. 2.26. Продолжение

Защита должна ограничивать уровни излучений до значений, не превышающих допустимых доз, как при ра­боте реактора, так и при его останове.

Биологическая защита, в первую очередь, предназна­чается для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала.

Рис. 2.27. Схема первой АЭС:

1 — графитовый замедлитель; 2 —стержни реактора; 3 — кольцевой коллектор; 4 — подогреватель; 5 — парогенератор; 6 — пароперегреватель; 7 — турбина; 8 — конденсатор; 9 — насос второго контура; 10 — компенсатор; 11 —насос пер­вого контура; 12 — стальной кожух; 13 — графитовый отра­жатель; 14 — бетонная защита

Поэтому все излучающие устрой­ства (первый контур) помещаются внутри защитной оболочки.

Воспроизводство ядерного горючего.Цепную реакцию деления ядер можно получить с помощью изотопа урана ²³⁵U. В природе встречаются два вида изотопа урана — ²³⁵U и ²³⁸U — в существенно неодинаковом количестве. Запасы ²³⁸U составляют 99,3% от общих запасов урана, запасы ²³⁵U — всего лишь 0,7%.

Ядро ²³⁵U чрезвычайно неустойчиво и делится при по­падании в него нейтронов любых энергий. Ядро ²³⁸U ус­тойчиво и делится только при попадании быстрых нейт­ронов (обладающих большой энергией). Выделение нейтронов при делении ²³⁸U невелико, и вызвать цепную реакцию этого изотопа урана невозможно.

Вероятность захвата нейтронов ядрами в значитель­ной степени зависит от скорости нейтронов. По аналогии с определением вероятности попадания в сечение выде­ленной фигуры, которая возрастает с увеличением пло­щади сечения, вероятность захвата ядром нейтрона ха­рактеризуется сечением захвата. Непосредственно в мо­мент деления ядер урана скорость нейтронов примерно равна 20 000 км/с, при этом сечение захвата нейтронов ядрами ²³⁵U мало. Поэтому нейтроны необходимо замед­лить, пропустив их через вещество из легких элементов, не поглощающих нейтроны: воду, тяжелую воду, графит, бериллий.

При скорости нейтронов - v = 30 км/с наступает ре­зонансный захват нейтронов ядрами урана ²³⁸U, которые образуют плутоний ²³⁹Рu, сходный по ядерным характе­ристикам с ураном ²³⁵U. Дальнейшее снижение скорости нейтронов вызывает уменьшение сечения захвата ядрами ²³⁸U и увеличение его ядрами ²³⁵U. Нейтроны, имеющие скорости около 2 км/с, называются тепловыми. Сечение захвата тепловых нейтронов ядрами ²³⁵U в 20 000 раз больше, чем ядер ²³⁸U. Тепловые нейтроны могут вызы­вать цепную реакцию у природного (необогащенного) урана.

При делении одного ядра урана выделяется 200 MэВ энергии, причем 1 эВ — это энергия, которую получает частица с зарядом, равным заряду электрона при про­хождении разности потенциалов в 1 В: 1эВ=1е*1ВХ*1,6*10-¹² эрг = 4,45*10-²⁶ кВт*ч; 1 эВ — основная еди­ница измерения энергии в ядерной и атомной физике.

В 1 г урана содержится 2,6*10²¹ ядер, при делении которых можно получить 23,2 МВт*ч энергии. При сжига­нии 1 г угля получается всего 7—8 Вт*ч энергии.

При захвате нейтронов ядрами ²³⁸U и ²³²Тh образуют­ся плутоний ²³⁹Рu и уран ²³³U, способные создавать цеп­ные реакции деления и, следовательно, рассматриваемые как ядерное топливо. Такое ядерное топливо получают в специальных реакторах-размножителях.

В ядерной физике «размножителем» называют реак­тор, который на 1 атом сожженного топлива производит свыше одного расщепляющегося атома. Изотопы ²³²Тh и²³⁸U называют воспроизводящими. Деление одного яд­ра ²³⁵U в среднем сопровождается выделением 2,5 нейт­рона, из которых один нейтрон необходим для поддер­жания цепной реакции, а оставшиеся 1,5 нейтрона ис­пользуются для поглощения неделящимися ядрами. Урановый цикл размножения на быстрых нейтронах показан на рис. 2.28. В СССР в 1973 г. в г. Шевченко на­чала работать первая в мире промышленная АЭС на быстрых нейтронах.

Перспективы атомных электростанций. Доля атомной энергетики в производстве электроэнергии в перспективе будет возрастать. Мнения ведущих специалистов в различных странах сильно расходятся в отношении коли­чественной оценки перспектив развития атомной энер­гетики.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо - водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наибо­лее эффективно использовать ядерное горючее. Реакто­ры на быстрых нейтронах обладают возможностью вос­производства ядерного горючего с коэффициентом вос­производства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвое­ния ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8—10 лет, чтобы получить плуто­ний, необходимый для построения аналогичного реакто­ра на быстрых нейтронах.

Один из важных вопросов ядерной энергетики состо­ит в выборе природного или обогащенного урана. В СССР применяется обогащенный уран, так как это

Рис. 2.28. Урановый цикл размножения на быстрых нейтронах

позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать — и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейт­ронов и теплоносителей.

Назовем основные преимущества атомной энергетики:

1) АЭС почти не зависят от месторасположения ис­точников сырья вследствие компактности ядерного топ­лива и легкой его транспортировки. Однако для охлаж­дения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

2) сооружение мощных энергетических блоков име­ет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

3) малый расход горючего не требует загрузки транс­порта;

4) АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

Надежность АЭС. В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах оно может вызвать заболевание, и даже смерть.

Воздействие радиоактивного излучения на живые ор­ганизмы в настоящее время достаточно хорошо изучена (табл. 2.3). Исследованиями установлено, что последст­вия ионизирующего излучения мощными дозами в тече­ние относительно короткого времени более ощутимы, чем при «хроническом» облучении небольшими дозами в тече­ние длительного времени. Ионизирующее облучение че­ловека оказывает соматическое (от греческого слова, означающего «тело») и генетическое действия. Длитель­ное хроническое облучение может повысить статистиче­скую вероятность заболевания раком и другими болез­нями.

Действию ионизирующего излучения, так называемого естественного радиационного фона, подвергается каждый живой организм в течение жизни. Источники, созда­ющие естественный радиационный фон, разделяются на внешние и внутренние. Внешние — это источники, находящиеся вне человека, а внутренние — это источники, за­ключенные в нем самом. Общая доза радиации, получа­емая человеком за год от естественного радиационного фона, составляет около 100 мбэр (1 мЗв). Кроме воздействия радиационного фона люди подвергаются действию радиации от искусственных источников, интенсивность которых возрастает. Максимальная доза радиации, ко­торую человеческий организм может безболезненно вы­держать, точно не установлена.

Следует учесть, что мбэр — это единица излучения, которая оказывает на человека такое же биологическое действие, как облучение в 1 рентген. При этом под рентгеном понимается единица экспозиционной дозы рентге­новского излучения. Один рентген (2,58-10-⁴ Кл/кг) — это такая доза рентгеновского излучения или гамма-из­лучения, при которой в 1 г воздуха поглощается энергия, равная 87,7 эрг; в 1 мл мягких тканей человека — 96 эрг. Если от радия массой 1 г на расстоянии 1 м по­местить 1 г воды или 1 г мягкой ткани человека, то за 1 ч вода и ткани получат дозу около 1 Р. При медицин­ском рентгеновском обследовании часть тела человека получает дозу 0,15 Р, а при лечении рентгеновскими лу­чами (рентгенотерапия) тело человека получает дозу от 1 до ЮР.

Таблица 2.3

Исследования биологического воздействия радиоак­тивного излучения показали, что знание абсолютного ко­личества поглощаемой веществом энергии недостаточно для того, чтобы объяснить наблюдаемые биологические изменения. При этом большое значение имеет плотность ионизации, т. е. количество ионов, возникающих при об­лучении в единице объема вещества. Поэтому для изме­рения радиоактивных излучений ввели коэффициент, на­званный относительной биологической эффективностью данного вида излучения, и понятие дозы, эквивалентной с точки зрения биологического воздействия.

Получая ежегодную дозу естественного фона 100 мбэр, человек, не связанный с источниками излуче­ния профессионально, получает к 70 годам дозу пример­но 7 бэр, однако за последние годы эта доза у всего на­селения повысилась за счет искусственных источников в среднем на 30—40%.

Это объясняется увеличением суммарной экспозици­онной дозы в связи с широким использованием излуча­ющих промышленных изделий, например телевизоров, а также с периодическими обследованиями с помощью рентгеноскопии.

Доза естественного облучения в разных местах пла­неты и разных городах различна. Например, в Лондоне эта доза составляет 67 мбэр/год, а в Абердине — 106 мбэр/год. Еще больше различаются дополнительные дозы за счет естественных строительных материалов: в кирпичных домах — 30 мбэр/год, в домах, сооруженных из гранита,— 150 мбэр/год. В некоторых районах земли поверхностные слои почвы содержат до 10% фтора. Так, в Индии из-за этого, в штате Керала уровни облучения достигают 2000 мбэр/год. Важнейшим источником есте­ственного внутреннего облучения являются радиоактив­ные элементы, входящие в состав мышц человеческого тела. Доза облучения, обусловленная этим фактором, составляет около 20 мбэр/год. Сэр Джон Хилл, глава английской программы ядерной энергетики, в своей лек­ции отметил, что супруги, предпочитающие спать вместе, получают за счет внешнего облучения, исходящего от партнера, дополнительную дозу 1 мбэр/год.

В результате поглощения в атмосфере космическое излучение достигает поверхности земли сильно ослаб­ленным, обусловленная им доза облучения составляет на уровне моря около 28 мбэр/год. На больших высотах экранирующий эффект атмосферы снижается и, напри­мер, в Мексике (2500 м над уровнем моря) космическое излучение примерно вдвое больше, чем на уровне моря. При многочасовом полете на авиалайнере дополнитель­ная доза составляет примерно 3 мбэр за время полета *. Предполагается, что когда мощность АЭС в нашей стране достигнет 200 млн. кВт, дополнительная доза об­лучения населения составит менее 0,01% от облучения за счет естественной радиации. Такая небольшая доза облучения даже полезна, так как человек всегда жил и развивался в условиях радиации.

Для того чтобы АЭС не вызывали слишком больших излучений, необходимо выполнять требования безопас­ности. Понятие безопасности включает в себя несколько аспектов: 1) безопасность обслуживающего персонала; 2) отсутствие распространения радиоактивности в атмо­сферу и воду; 3) обеспечение безаварийной работы ре­акторов станций; 4) переработка и хранение радиоактив­ных отходов. Для выполнения требований безопасности прежде всего необходимо произвести надлежащий выбор места строительства АЭС. Так, согласно последним ре­шениям, их нельзя размещать ближе чем на 180—200 км от крупных городов. На определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства дол­жен быть безопасен в сейсмическом отношении. Главное здание станции в соответствии с требованиями безопас­ности разделяется на зоны строгого и свободного режи­ма. В зоне строгого режима на обслуживающий персо­нал могут воздействовать зараженные воздух и поверх­ности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помеще­ния, где персонал может присутствовать постоянно, и по­мещения, куда во время работы реактора вход строго вос­прещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радиоактивного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуата­ции, но и в случаях так называемых проектных аварий.

Для задержки радиоактивности, излучаемой при ра­боте реактора, устанавливается несколько защитных барьеров:

кристаллическая решетка топлива, которой поглощаются радиоактивные продукты деления и превращения тяжелых ядер;

металлическая оболочка тепловыделяющих элемен­тов (твэлов);

корпус реактора и система циркуляции теплоносите-1 ля (первого контура);

железобетонные или металлические защитные обо­лочки, предотвращающие распространение радиоактив­ности при нарушении прочности корпуса реактора или! контура с теплоносителем.

Построенные и строящиеся АЭС с водо-водяными ре­акторами мощностью 1000 МВт снабжаются защитными оболочками. Здесь предусматривается кольцевой бак биологической защиты и газгольдер с высокой трубой, через которую выбрасывается воздух из помещений. Высота трубы рассчитана так, что радиоактивные ядра успевают частично распасться, прежде чем достигнут по­верхности земли (при нормальной работе станции в ат­мосферу попадает лишь небольшое количество газооб­разных и летучих элементов типа криптона, ксенона, иода). На АЭС протекает самоподдерживающаяся цеп­ная реакция деления ядер тяжелых элементов. При этом масса ядерного топлива должна быть не менее некоторого определенного значения, но топливо «выгорает» коэффициент размножения делящихся нейтронов постепенно (хотя и медленно) уменьшается. Для компенсации этого эффекта в реактор загружают несколько больше топлива, чем это необходимо. Безопасность работы при этом обеспечивают подвижные компенсирующие стержни, поглощающие нейтроны деления. Однако если по ошибке стержни окажутся поднятыми, начнется неуправляемый «разгон мощности». Тогда начинает действовать аварийная защита, включающая сначала сигнализацию, а затем мгновенно вводящая в активную зону дополнительные аварийные стержни. Чтобы исключит самопроизвольный пуск реактора, в систему первого ком тура вводится борная кислота, активно поглощающая нейтроны.

Максимальная проектная авария предусматривает мгновенный разрыв главного трубопровода первого контура. Давление в контуре теплоносителя резко уменьшится и мгновенно закипит вода, которая в эксплуатационных условиях нагрета до 300°С. Аварийная защита, вступив в действие, понизит мощность реактора, но тепло­та в активной зоне будет по-прежнему выделяться и если ее не отводить (из-за разрушения системы охлаждения), то могут расплавиться оболочки твэлов.

Хотя теоретически авария на АЭС маловероятны, тем не менее за период с 1971 по 1985 г. в 14 странах мира случалась 151 авария разной степени сложности и с раз­ными, в том числе с тяжелыми, исходами для людей и окружающей среды.

Авария 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Черно­быльской АЭС в СССР привела к тяжелым последстви­ям. В результате аварии погибли 28 человек и нанесен ущерб здоровью многих людей. Разрушение РБМК (ре­актора большой мощности канального типа) привело к радиоактивному загрязнению территории около 1 тыс. км². Выведены из строя сельскохозяйственные угодья, остановлена работа предприятий, а из 30-кило­метровой зоны от центра аварии выселено несколько де­сятков тысяч человек. Авария на Чернобыльской АЭС произошла из-за ряда допущенных работниками этой станции грубых нарушений правил эксплуатации реак­торной установки. Вследствие несоблюдения персоналом технологического регламента эксплуатации реактор по­пал в опасное нерасчетное состояние.

По плану реактор нужно было вывести в ремонт, и перед его остановкой администрация решила провести испытание турбогенератора в режиме совместного выбе­га с нагрузкой собственных нужд. Однако руководители станции не подготовились к эксперименту должным об­разом, не обеспечили должный контроль и надлежащих требований безопасности.

Авария на Чернобыльской АЭС показала необходи­мость конкретных мер по усилению безопасности атом­ный станций, действующих и строящихся на территории СССР. Здесь, прежде всего, необходимо дальнейшее по­вышение технологической надежности в период эксплуа­тации, своевременный демонтаж и консервация станций по исчерпании ими ресурса основного оборудования (средний срок службы АЭС примерно 30 лет), изыскание более совершенных способов захоронения, складирова­ния и применения радиоактивных отходов. В связи с чернобыльской аварией, которая хотя и яв­ляется очень крупной и тяжелой, но отнюдь не приоста­навливающей дальнейшее развитие атомной энергетики в СССР, разрабатывается ряд международных мер для предотвращения аварий и уменьшения их возможных последствий. К таким мерам относится разработка меха­низмов для своевременного оповещения о выбросах ра­диоактивных элементов за пределы национальной терри­тории, получение информации об уровне радиоактивности в странах, возможных дополнительных технических ме­рах на ядерных установках.

Дата добавления: 2014-01-07