Атомные электростанции

В Советском Союзе в 1954 г. вступила в строй первая атомная электростанция (АЭС), с ее пуском открыта широкая дорога использования ядерной энергетики в мирных целях.

Развитие ядерной энергетики идет по пути дальнейшего увеличения единичной мощности реакторов и концентрирования мощности отдельных АЭС. На этих АЭС намечено использовать реакторы на тепловых нейтронах корпусного типа с водяным замедлителем мощностью 1 ГВт и канальные с графитовым замедлителем мощностью 1,5 ГВт. На АЭС эксплуатируются серийные реакторы ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

В ближайшее время планируется создание атомных электротеплоцентралей (АТЭЦ), в которых будет вырабатываться тепло и электроэнергия, и атомных станций теплоснабжения (ACT). В перспективе намечено промышленное освоение реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих полнее использовать запасы ядерного топлива.

Топливом для ядерных реакторов служит природный уран. На АЭС он поступает после предварительной обработки (обогащения изотопом 235U) и физико-химических превращений в виде таблеток диоксида урана.

В зависимости от способа осуществления цепной реакции деления все ядерные реакторы подразделяются на 2 категории – реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

К серийным относятся реакторы 2 типов: водно-водяной энергетический реактор (ВВЭР), в котором вода является одновременно и замедлителем и теплоносителем, и канальный энергетический реактор, в качестве замедлителя в котором использован графит, в качестве теплоносителя – вода. Такой реактор большой мощности сокращенно именуется РБМК (реактор большой мощности кипящий).

Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок и каналов со стержнями. В тепловыделяющих сборках размещены твэлы, которые представляют собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава (длиной 2,5 – 3 м и диаметром 1 см), заполненные таблетками диоксида урана. Тепло из активной зоны передается с помощью двухконтурной схемы. Вода, циркулирующая в первом контуре, находится под большим давлением, препятствующим ее закипанию. С помощью главного циркуляторного насоса вода подается в реактор, где она нагревается за счет тепловыделений в твэлах, и поступает по трубам в парогенератор, проходя через него, она нагревает воду второго контура до кипения. Охлажденная вода первого контура возвращается обратно.

Пар из генератора поступает в турбогенератор, приводя его в движение. Отработанный пар охлаждается и конденсируется в воду, которая с помощью насоса второго контура снова подается в парогенератор. Так осуществляется замкнутая циркуляция воды как теплоносителя.

Водно-графитовый канальный реактор РБМК (рис. 49) размещен на опорах из металлоконструкций в бетонной шахте, которая вместе с кожухом реактора образует герметическую полость – реакторное пространство. В нем размещаются графитовая кладка (замедлитель нейтронов) со специальными (технологическими) каналами, в которых устанавливаются топливные сборки со стержневыми твэлами. Графитная кладка продувается азотно-гелиевой смесью.

Тепло подается по одноконтурной схеме. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения, затем в барабане-сепараторе пар отделяется от воды и подается на турбогенератор. Отработанный пар конденсируется в воду и с помощью питательного насоса возвращается в барабан-сепаратор.

АЭС оборудована системой подготовки свежей воды – системой химводоочистки – для подпитки контура и системой спецводоочистки для очистки организованных и неорганизованных протечек теплоносителя, так называемых трапных вод и других жидких радиоактивных сред.

Конструктивная особенность РБМК позволяет производить поканальную перегрузку топлива без остановки реактора.

В описанных реакторах герметичный кожух твэлов из металлического циркониевого сплава препятствует выходу радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель. Однако в процессе эксплуатации реактора в отдельных твэлах вследствие коррозии возникают микротрещины и другие дефекты, из которых в воду попадает часть радиоактивных продуктов деления. Сами продукты коррозии также становятся источниками радиоактивного загрязнения теплоносителя. Для улавливания и удаления накапливающихся в теплоносителе примесей в реакторах оборудована байпасная система теплоносителя и поддержания заданного химического качества воды.

В двухконтурной схеме ВВЭР, поскольку первый и второй контур изолированы друг от друга, радиоактивные вещества практически не загрязняют теплоносителя второго контура.

В реакторах одноконтурного типа (РБМК) на турбину поступает радиоактивный (из-за нейтронной активизации кислорода и попадания радиоактивных веществ в теплоноситель) пар, поэтому в турбинном зале АЭС с кипящим реактором принимают необходимые меры по обеспечению радиационной безопасности.

Ведутся разработки по созданию реакторов нового типа, так называемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом конверсии 235U, 239U, 233U, позволяющих создавать условия для расширенного воспроизводства ядерного топлива.

В нашей стране созданы и внедрены реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем - БН (быстрый натриевый).

Натрий как теплоноситель обладает такими ценными свойствами, как высокая температура кипения (900 – 1000 °С), высокие удельные теплоемкости, теплопроводность и др. Однако натрий как теплоноситель, обладает таким недостатком, как высокая химическая активность при взаимодействии с кислородом воздуха и особенно с водой.

Проходя через активную зону реактора, натрий становится радиоактивным. Кроме того, как и другие теплоносители, он загрязняется за счет активированных продуктов коррозии и протечек ядерного топлива из твэлов при потере ими герметичности. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой в случае нарушения нормального режима работы теплообменника, в реакторах БН применяется трехконтурная система теплоотвода (рис. 50). Оборудуется второй контур с натриевым теплоносителем, имеющий более высокое, чем в первом, давление. Этим предотвращается протечка радиоактивного теплоносителя из первого теплообменника через возможные дефекты в теплообменнике.

В стране введены в строй реакторы БН-600 мощностью 600 МВТ и ведутся разработки еще более мощных установок. Исследуются возможности применения газовых теплоносителей, в частности гелия.

Реакторам на быстрых нейтронах принадлежит большое будущее, поскольку в процессе работы таких реакторов происходит расширенное воспроизводство ядерного горючего.

Источники ионизирующих излучений на АЭС. Источниками излучений на АЭС являются активная зона реактора, основной технологический контур, второй контур, газовый контур, вспомогательные контуры. В результате протечек технологических сред и при ремонте оборудования в воздух рабочих помещений могут попадать радиоактивные газы (криптон, ксенон, йод); по той же причине может происходить поверхностное загрязнение оборудования и ограждений в основном гамма-излучающими нуклидами.

Реактор как источник излучений. При работе реактора его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за ее пределы. Активная зона остановленного реактора является в основном источником γ-излучения.

Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора делятся на 4 группы: а) мгновенные нейтроны, т. е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего – образуются одновременно с делением ядра; б) запаздывающие нейтроны – испускаются сильновозбужденными ядрами осколков деления; в) нейтроны активации – испускаются при радиоактивном распаде; г) фотонейтроны.

Наибольшую радиационную опасность представляют мгновенные нейтроны.


Пред. статья След. статья
<