Ядерный реактор

Недостатки технологии

Недостатки термоядерной энергетики, как и ее достоинства – вещь довольно условная. Пока не существует работающего прототипа реактора, и точно неизвестно, каким именно он будет. Однако некоторые «подводные камни» технологии хорошо видны уже сегодня.

Стоимость

Ядерный синтез изначально представлялся как способ дешевого получения энергии, но сегодня это утверждение все чаще поддается критике. Существующие устройства для удержания плазмы – это фантастически сложные конструкции весом в десятки тонн, с сотнями сверхпроводящих магнитов и замысловатой системой охлаждения жидким гелием. Их цена может достигать десятков миллиардов долларов. Примером может служить все тот же ITER, на который первоначально планировали потратить 5 млрд евро. Сегодня разработчики не уверены, что вложатся в сумму 20 миллиардов.

Топливо

Вероятно, что первые реакторы будут работать на дейтерий-тритиевой смеси: другие варианты сейчас выглядят малореалистичными. С дейтерием проблем нет – его можно получать из обычной воды, а вот тритий придется нарабатывать в специальных реакторах, и стоит такое удовольствие недешево.

В 2010 году производство килограмма этого вещества обходилось в 30 млн долларов. Конечно, есть практически «дармовая» дейтерий-дейтериевая реакция, но она протекает значительно сложнее. Кроме того, в ходе вышеуказанных взаимодействий возникает колоссальный поток нейтронов, облучающий конструкцию реактора и делающий его радиоактивным. Куда интереснее выглядит использование «безнейтронного» гелия-3, но осуществить взаимодействие с его участием мы пока не можем даже теоретически. К тому же за этим изотопом придется лететь на Луну, а то и на Юпитер, что выглядит абсолютной фантастикой.

Радиоактивность

Ядерный синтез обычно позиционируется как абсолютно чистый способ получения энергии, но это не совсем так. Действительно, при слиянии ядер не образуется килограммов токсичных отходов, но есть другая беда – наведенная радиация. Она возникает при воздействии нейтронов на конструкцию реакторов. Согласно некоторым оценкам, в постоянно работающих термоядерных установках радиация  будет в сто раз интенсивнее, чем в реакторах существующих атомных станций. Как решать эту проблему – непонятно: либо необходимо разрабатывать новые материалы, устойчивые к воздействию нейтронного облучения, либо элементы конструкций придется постоянно менять. Правда, в последнем случае неизбежно встанет вопрос о рентабельности подобных проектов. Еще можно добавить, что усложнение конструкции термоядерных реакторов дошло до такого уровня, что превратилось в фундаментальную проблему для их проектирования, создания и контроля качества.

[править] Принцип работы атомной электростанции

Атомная электростанция представляет собой комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции. Атомные электростанции различаются по типу реактора (на быстрых и на медленных нейтронах), по виду отпускаемой энергии (АЭС и АТЭЦ), по количеству контуров (одноконтурные, двухконтурные, трехконтурные). В зависимости от типа конструкции в состав атомной электростанции могут входить: ядерный реактор, турбина, конденсатор, электрогенератор, парогенератор и др.

Ядерная реакция возникает при делении ядра атома. Ядра атомов разделяют нейтроны, которые попадающие в них извне. При этом возникают новые нейтроны и осколки деления, которые имеют огромную кинетическую энергию. Эта энергия передается теплоносителю, который поступает в парогенератор, где нагревает до кипения воду. Полученный при кипении пар вращает турбины, связанные с электрогенератором.

Ядерный реактор

Ядерным реактором называется устройство, осуществляющее управляемую реакцию деления ядра. Ядерный реактор состоит из многих элементов, таких как: ядерное горючее, замедлитель нейтронов, теплоноситель для вывода энергии и устройство для регулирования скорости реакции. Энергия, выделяемая из ядерного топлива, нагревает теплоноситель, который затем следует в парогенератор. Реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей гамма-излучение.

Обычно в качестве горючего для ядерного реактора используются ядра изотопа урана, наиболее эффективно захватывающее медленные нейтроны. Захват медленных нейтронов происходит с гораздо большей вероятностью чем быстрых, поэтому в ядерных реакторах, которые работают на естественном уране, используются замедлители (вода, тяжёлая вода, бериллий, графит).

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах используют жидкие металлы и газы, они дают возможность получить на выходе из реактора высокие температуры, позволяющие вырабатывать в парогенераторах пар высоких, сверхвысоких и закритических параметров. Теплоносители в реакторах на тепловых(медленных) нейтронах используют обычную и тяжелую воду, водяной пар, двуокись углерода.

Устройство для вывода энергии состоит из регулирующих и компенсирующих стержней. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Парогенератор

Парогенератором называется теплообменный аппарат, использующий теплоту первичного теплоносителя ядерного реактора, для производства водяного пара с давлением выше атмосферного. Теплоноситель из реактора, прокачивающийся насосами через парогенератор, отдает часть тепла, а затем снова возвращается в реактор. В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, находящейся под гораздо меньшим давлением, вследствие чего вода закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, которая вращает электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают. Пар конденсируется и снова поступает в парогенератор. В конденсаторе используется вода из внешнего открытого источника.

Турбина и электрогенератор

Подавляющее большинство паровых турбин, устанавливаемых на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами предназначены для работы на насыщенном паре. Тепловая энергия пара при его расширении в проточной части турбины превращается в кинетическую энергию потока пара, которая используется для вращения ротора турбины электрогенератора.

Конденсатор

В конденсатор поступают перегретые пары теплоносителя, охлаждающиеся до температуры насыщения, они конденсируются и переходят в жидкую фазу. Для конденсации пара от каждой единицы его массы отводят теплоту равную удельной теплоте конденсации. В качестве охлаждающей жидкости на АЭС используется большое количество воды, поступающее из водохранилища.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Ядерный реактор, принцип действия, работа ядерного реактора.

Каждый день мы используем электричесто и не задумываемся над тем, как оно производится и как оно к нам попало. А тем не менее это одна из самых важных частей современной цивилизации. Без электричества не было бы ничего – ни света, ни тепла, ни движения.

Все знают про то, что электричевто вырабатывается на электростанциях, в том числе и на атомных. Сердце каждой АЭС – это ядерный реактор. Именно его мы будем разбирать в этой статье.

Ядерный реактор, устройство в котором проистекает управляемая цепная ядерная реакция с выделением тепла. В основном ти устройства используются для выработки электроэнергии и в качестве привода больших кораблей. Для того, чтобы представить себе, мощность и экономичность ядерных реакторов можно привести пример. Там где среднему ядерному реактору потребуется 30 килограмм урана, средней ТЭЦ потребуется 60 вагонов угля или 40 цистерн мазута.

Прообраз ядерного реактора был построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Это была так называемая “Чикагская стопка”.  Chicago Pile ( впоследствии слово “Pile” наряду с другими значениями стало обозначать ядерный реактор). Такое название дали ему из-за того, что он напоминал собой большую стопку графитовых блоков, положенных один на другой.

Между блоками была помещены шарообразные “рабочие тела”, из природного урана и его диоксида.

В СССР первый реактор был построен под руководством академика И. В. Курчатова. Реактор Ф-1 был заработал 25 декабря 1946 г. Реактор был в форме шара, имел в диаметре около 7,5 метров. Он не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности.

Исследования продолжились и в 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. На атомных станциях есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах.
Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Ядерный реактор: принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Перспективы атомной энергетики.

Среди тех, кто настаивает на необходимости продолжать поиск безопасных и экономичных путей развития атомной энергетики, можно выделить два основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недоверия общества к безопасности ядерных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два типа реакторов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.

Прототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался в Германии, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, конструкция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно – без прямых действий операторов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных реакторах тоже применяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, по-видимому, не продвинулся далее стадии проектирования. Но он получил серьезную поддержку в США среди тех, кто видит у него потенциальные преимущества перед модульным газоохлаждаемым реактором. Но будущее обоих вариантов туманно из-за их неопределенной стоимости, трудностей разработки, а также спорного будущего самой атомной энергетики.

Сторонники другого направления полагают, что до того момента, когда развитым странам потребуются новые электростанции, осталось мало времени для разработки новых реакторных технологий. По их мнению, первоочередная задача состоит в том, чтобы стимулировать вложение средств в атомную энергетику.

Но помимо этих двух перспектив развития атомной энергетики сформировалась и совсем иная точка зрения. Она возлагает надежды на более полную утилизацию подведенной энергии, возобновляемые энергоресурсы (солнечные батареи и т.д.) и на энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если передовые страны переключатся на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительного оборудования и кондиционеров, то сэкономленной электроэнергии будет достаточно, чтобы обойтись безо всех существующих АЭС. Наблюдающееся значительное уменьшение потребления электроэнергии показывает, что экономичность может быть важным фактором ограничения спроса на электроэнергию.

Таким образом, атомная энергетика пока не выдержала испытаний на экономичность, безопасность и расположение общественности. Ее будущее теперь зависит от того, насколько эффективно и надежно будет осуществляться контроль за строительством и эксплуатацией АЭС, а также насколько успешно будет решен ряд других проблем, таких, как проблема удаления радиоактивных отходов. Будущее атомной энергетики зависит также от жизнеспособности и экспансии ее сильных конкурентов – ТЭС, работающих на угле, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых энергоресурсов.

Общий обзор

Тридцать две страны в настоящее время эксплуатируют атомные реакторы для выработки электроэнергии. В то время как некоторые страны, такие как Армения и Словения, эксплуатируют только один реактор в стране, то США эксплуатируют 95 и Франция ​​57 энергоблоков. Странами, обладающими значительными ядерными энергетическими мощностями, являются: США, Франция, Китай, Япония, Россия и Южная Корея с более чем 25 гигаваттами (ГВт) установленной мощности у каждой страны. Канада и Украина имеют около 13 ГВт, а Великобритания, Германия, Швеция, Испания, Индия и Бельгия имеют установленную мощность АЭС около 5–10 ГВт. Еще в 16 странах имеется один или несколько реакторов с установленной мощностью от 0,4 до 4 ГВт каждый.

Несколько стран за период с 2020 по 2030 годы планируют значительный вывод АЭС из эксплуатации, и к 2030 году около 12 стран, по их заявлениям, будут иметь меньшую по мощности ядерную программу, чем сегодня. Некоторые из них выводят из эксплуатации старые АЭС и не строят новых мощностей, а некоторые страны активно отказываются от атомной генерации и переходят на возобновляемые источники энергии.

Германия уже сократила свои ядерные мощности до половины своего общего количества в 2010 году и планирует к 2022 году свернуть свою ядерную энергетику. Бельгия, Тайвань и Швейцария осуществляют аналогичные программы по прекращению использования атомной энергии к 2030 году.

Между тем, Беларусь, Египет, Саудовская Аравия и Турция находятся в процессе строительства своих первых ядерных мощностей, и Беларусь планирует ввести в эксплуатацию свой первый реактор уже в 2020 году. ОАЭ является последней страной, добавившей ядерную энергетику в свой энергетический баланс, первый реактор АЭС “Барака”  мощностью 1345 МВт должен начать свою работу уже в этом году.

В целом, в течение 2020–2025 гг. будет построено 49 новых блоков АЭС, мощность которых составит 53,5 ГВт, из которых 13,4 ГВт или 25% планируется ввести в эксплуатацию только в Китае благодаря строительству там 13 новых реакторов. Индия, Южная Корея и ОАЭ являются другими странами со значительными строящимися ядерными мощностями, которые планируется ввести в эксплуатацию в 2020–2025 годах. Эти три страны должны добавить 17,2 ГВт в течение этого периода.

Устройство ядерного реактора.

В настоящее время существует два типа ядерных реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и РБМК (реактор большой мощности канальный). Отличие в том, что РБМК – кипящий реактор, а ВВЭР использует воду под давлением в 120 атмосфер.

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Каждый ядерный реактор промышленного типа представляет собой котел, сквозь который протекает теплоноситель. Как правило это обычная вода (ок. 75% в мире), жидкий графит (20%) и тяжелая вода (5%). В экспериментальных целях использовался берилий и предполагался углеводород.

ТВЭЛ – (тепловыделяющий элемент). Это стержни в циркониевой оболочке с ниобийным легированием, внутри которых расположены таблетки из диоксида урана.

ТВЭЛ раквтора РБМК. Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Также ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель.

ТВЭЛы в кассете выделены зеленым.

Топливная кассета в сборе.

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор.

Приведем в пример данные по реактору ВВЭР-440:

Управляющие  могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления.Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов.

Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет.

Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв.

Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. Ядерная энергетика дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи – это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом атомных ледоколов, на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Недостатки и преимущества АЭС

Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.

Положительные стороны атомных станций:

• Отсутствие вредных выбросов;
• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (золаугольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
• Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
• Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок;
• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Отрицательные стороны атомных станций:

• Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
• Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.