Атомные электростанции (АЭС)
В 30-е годы XX века известный ученый И.В. Курчатов обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области атомной техники в интересах народного хозяйства страны.
В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-
Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая
промышленность. Организовано производство ядерного горючего - урана-235 и
плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.
В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г.
Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное
судно - ледокол "Ленин".
Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по всему миру.
В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Хоть и в результате работы АЭС образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу.
АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при правильной их эксплуатации - это чистые источники энергии.
Источником энергии в существующих сегодня АЭС служат ядра тяжелых химических элементов, которые при распаде на части высвобождают огромную (в сравнении с химическими источниками энергии) удельную энергию. При распаде одного килограмма ядер урана выделяется столько энергии, сколько при сгорании примерно двух с половиной тысяч тонн угля. Эта энергия появляется в основном в виде кинетической энергии осколков ядер.
Однако у электростанций, работающих на ядерном топливе, есть некоторая
особенность. Эта особенность заключается в том, что ядерное топливо не
может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное
химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца.
Возможность протекания химической реакции практически не зависит от
количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не
может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного
значения, называемого критической массой. Уран в количестве, составляющем
критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова.
Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх
критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном
критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает
возможность протекания реакции, не участвуя в ней. Естественно, что топливо
в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в
реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых
в реактор, с самого начала помещается топливо как для создания критической
массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для
различных реакторов и в общем случае оно относительно велико. Так, для
серийного отечественного энергетического блока с реактором ВВЭР-440
мощностью в 440 МВт критическая масса урана составляет 700 кг. Это
соответствует количеству угля около 2 млн. тонн. И ни один килограмм от
этой критической массы не может быть израсходован.
В состав ядер входят протоны и нейтроны. Между нуклонами есть два вида взаимодействий – электромагнитное и ядерное. Ядерное взаимодействие проявляется на очень малых расстояниях. Это расстояние мало в сравнении с размерами самих атомов. Относительные величины сил кулоновского отталкивания и сил ядерного взаимодействия сильно отличаются. Внутри ядра ядерные силы примерно в 100 раз интенсивнее, чем электрические, поэтому ядерное взаимодействие еще называют сильным взаимодействием. Потенциальная энергия взаимодействующих в ядре протонов и нейтронов отсчитывается от того состояния, когда все составляющие ядро части находятся далеко друг от друга. Потенциальная энергия и стабильных и радиоактивных ядер отрицательна, причем ее отрицательность обеспечивается сильным взаимодействием. Если разделить полную потенциальную энергию ядра на количество нуклонов, то каждое ядро может быть охарактеризовано удельной отрицательной потенциальной энергией. Можно сказать, что каждый нуклон в составе ядра находится в глубокой потенциальной яме.
Потенциальной ямой называется ограниченная область пространства, в
которой потенциальная энергия частицы меньше, чем вне её. Термин
"потенциальная яма" происходит от вида графика, изображающего зависимость
потенциальной энергии частицы, находящейся в силовом поле, от её положения
в пространстве (в случае одномерного движения - от координаты. Основное
свойство потенциальной ямы – способность удерживать частицу, полная энергия
которой меньше глубины ямы, т.е. потенциальной энергии вне частицы; такая
частица внутри потенциальной ямы будет находиться в связанном состоянии).
Эта удельная потенциальная энергия зависит от количества протонов и
нейтронов в ядре. Для ядер химических элементов, соответствующих середине
таблицы Менделеева – железо, никель, кобальт, глубина потенциальной ямы для
каждого нуклона самая большая. Ядерные реакции, приводящие к выделению
энергии. Разная удельная глубина потенциальной ямы для нуклонов, входящих в
состав разных ядер, обеспечивает возможность получения энергии при ядерных
превращениях. Например, при слиянии ядер химических элементов, находящихся
в начале таблицы Менделеева, глубина потенциальной ямы для нуклонов во
вновь полученных ядрах увеличивается, следовательно, при слиянии легких
ядер выделяется энергия, причем в основном в виде электромагнитного
излучения. Этот способ получения энергии реализован в водородной бомбе. Для
того, чтобы легкие ядра приблизились друг к другу настолько, чтобы между
ними начали действовать ядерные силы нужно привести их в движение с
огромными скоростями. Тогда при столкновениях ядер их кинетической энергии
будет достаточно, чтобы преодолеть потенциальный барьер, созданный
электрическими силами отталкивания. В водородной бомбе процесс выделения
энергии при синтезе более тяжелых ядер из легких неуправляем. Если ученым
удастся найти надежный и дешевый способ управления реакцией слияния легких
ядер, то в распоряжении человечества окажется практически неисчерпаемый
источник энергии. Второй путь получения энергии связан с распадом ядер
тяжелых химических элементов на осколки, которые становятся ядрами
химических элементов, соответствующих середине таблицы Менделеева.
Возможность самопроизвольного распада ядер тяжелых элементов существует, но
вероятность этого процесса невелика, поэтому ядра урана – 235 и урана – 238
«живут» очень долго. Вследствие самопроизвольного распада половина от
большого числа ядер урана– 235 распадается за 1 миллиардов лет, а урана –
238 за 7 миллиардов лет.
Однако, если в ядро урана – 235 добавить один лишний нейтрон, то вновь
образованное ядро оказывается в возбужденном состоянии. Такое состояние
является неустойчивым (радиоактивным). Один из путей перехода ядра из этого
возбужденного состояния в более устойчивое состоит в том, что через очень
небольшое время ядро распадается на два осколка. В ядрах–осколках
соотношение между числом протонов и числом нейтронов нетипично для
стабильных изотопов (природных ядер) нейтроны находятся в избытке. Ядра –
осколки могут быть радиоактивными или испускать свои «лишние» нейтроны.
Появление в результате распада ядер новых нейтронов обуславливает
возможность осуществления положительной обратной связи: чем больше
начальных нейтронов поглотится ядрами, тем больше произойдет распадов
неустойчивых ядер, в результате этих распадов появляется еще большее
количество нейтронов, которые опять поглощаются ядрами, а эти ядра в свою
очередь распадаются на осколки, рождая еще большее количество нейтронов.
Такая реакция носит название цепной разветвляющейся реакции. Цепь реакций
может оборваться, если нейтрон покинет область, в которой имеются ядра
урана, или если он будет поглощен каким-нибудь другим ядром. Первый из этих
двух механизмов торможения цепной реакции используется в урановой – 235 или
плутониевой – 239 ядерной бомбе. До приведения урана –235 в урановой бомбе
в боевое состояние размеры уранового заряда велики. Поэтому нейтроны,
образующиеся при самопроизвольных распадах ядер, не поглощаются другими
ядрами урана а покидают область расположения урана. Цепная реакция гаснет,
не успев развиться. С помощью обычного химического взрыва урановый заряд
«обжимают» со всех сторон и удерживают под давлением короткое время.
Размеры области, занятой ураном, становятся после «обжатия» достаточными
для развития цепной ядерной реакции. За короткое время порядка 0,1
микросекунды часть ядер урана (примерно 1% от общего числа) успевает
развалиться и выделить колоссальную энергию. Остальные атомы урана, не
успев прореагировать, разлетаются вследствие возрастания температуры и
давления. В урановой бомбе происходит неуправляемое выделение энергии.
Ученые научились управлять скоростью цепной ядерной реакции. Самым
важным моментом здесь является то обстоятельство, что не все ядра
«разваливаются» сразу. Те осколки, что «разваливаются» за время меньшее 10-
3 секунды, производят так называемые «мгновенные» нейтроны. Однако часть
продуктов распада ядер урана в свою очередь распадаются с испусканием
нейтронов после 10-3 секунд. При этих распадах появляется всего около 0,7
% «запаздывающих» нейтронов от общего количества. Именно наличие этих
«запаздывающих» нейтронов и дает возможность регулировать скорость цепной
реакции. Важную роль в этом регулировании играет поглощение нейтронов
ядрами некоторых атомов. Рядом с урановыми стержнями помещают стержни из
материала, содержащего атомы кадмия, поглощающие нейтроны в сотни раз
эффективнее, чем уран. Стержни можно механически перемещать и, таким
образом, регулировать скорость течения цепной реакции.
В ядерных реакторах энергия распада ядер урана преобразуется в
электрическую энергию. После распада ядра кинетическая энергия осколков
ядер переходит в тепловую энергию материала, загруженного в реактор.
Плотность тепловыделения в энергетических ядерных реакторах достигает сотен
кВт на литр объема активной зоны. Эта энергия с помощью жидкости,
протекающей по трубам внутри рабочей зоны реактора, переносится в
теплообменники. Здесь она используется для того, чтобы нагреть и превратить
в пар воду. Водяной пар направляют в турбину. Расширяясь и совершая работу
по вращению турбины пар охлаждается. Турбина, в свою очередь, двигает ротор-
магнит. Электрический же ток производится благодаря явлению
электромагнитной индукции — возникновению электродвижущей силы в замкнутом
контуре при изменении магнитного потока, пронизывающего этот контур. При
вращении ротора-магнита в витках окружающего его статора появляется
электрический ток. Далее остается только “снять” напряжение с обмоток и
передать его в линию для снабжения внешних потребителей. Обеспечивается
этот процесс большим количеством производящих, контролирующих, управляющих
установок, приборов, механизмов, которые жестко, продуманно и эффективно
связаны в единую технологическую цепочку. Чтобы циклически использовать
одну и ту же воду, отработавший пар охлаждают в теплообменниках второго
контура циркуляции и вновь направляют к теплообменникам первого контура.
Таким образом, ядерный реактор представляет собой тепловую машину, в
которой нагревателем служит уран в рабочей зоне, а холодильником обычно
служит вода протекающей мимо электростанции реки. Горячая вода частично
направляется на обогрев домов и производственных помещений в городках при
АЭС. Коэффициент полезного действия такой тепловой машины, преобразующей
тепловую энергию в электрическую, обычно не превышает 30%. По этому
показателю атомные электростанции ничем не отличаются от обычных тепловых
электростанций.
Многие АЭС похожи по конструкции здания. Главным сооружением АЭС является
энергоблок. Именно внутри него размещается "сердце" атомной станции -
реактор вместе с необходимым для его работы оборудованием. Поэтому
строительные конструкции удовлетворяют строжайшим требованиям надежности. В
частности, оборудование и корпус здания рассчитаны и построены так, чтобы
безопасно выдержать землетрясения в несколько баллов. Энергоблок
проектируется и строится как самостоятельный объект, отвечающий всем
требованиям обеспечения надежной, безотказной и безопасной работы
смонтированного в нем энергетического и вспомогательного оборудования. В
его состав входят:
. Реакторное отделение;
. Машинный зал;
. Деаэраторная этажерка (предназначена для удаления газов из теплоносителя);
. помещения электротехнических устройств.
Реактор размещается в герметичной цилиндрической оболочке. Этот герметичный
цилиндр находится внутри обстройки. С обстройкой, окружающей оболочку
реактора, соединяется здание машинного зала.
Существует два типа реакторов корпусный и канальный. Корпусной реактор
- это реактор активная зона, которого заключена в прочный корпус.
Теплоноситель в корпусном реакторе чаще всего выполняет функции замедлителя
(обычная или тяжёлая вода, органические жидкости). Конструктивно корпусной
реактор обычно представляют собой цилиндрический сосуд с крышкой, внутри
которого размещена выемная конструкция с активной зоной. Теплоноситель
поступает снизу в активную зону, которая состоит из тепловыделяющих кассет.
В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы которых имеют
герметичный вывод в крышке или днище корпуса. Отвод нагретого теплоносителя
осуществляется через патрубки в верхней части корпуса. Канальный реактор
состоит из системы отдельных каналов, пространство между которыми заполнено
замедлителем нейтронов. Тепловыделяющие элементы с ядерным топливом
размещаются внутри каждого канала и охлаждаются индивидуальным потоком
теплоносителя. Подвод и отвод теплоносителя в канале осуществляется по
трубопроводам. Канальные реакторы из-за конструктивных особенностей
принципиально не имеют ограничений размеров активной зоны, что при
намечающейся тенденции увеличения единичных мощностей реакторов выгодно
отличает их от корпусных реакторов, для которых увеличение мощности и
соответственно размеров активной зоны сопряжено с трудностями в
изготовлении, транспортировке и монтаже больших корпусов. Разделение
теплоносителя и замедлителя в канальном реакторе обеспечивает хороший
баланс нейтронов и эффективный теплосъём в активной зоне. Это достигается
соответствующим подбором вещества замедлителя и теплоносителя. В канальных
реакторах с помощью специальных машин возможна перегрузка топлива на ходу,
т. е. без остановки и охлаждения реактора, что улучшает экономические
показатели энергетической установки и обеспечивает бесперебойное снабжение
потребителей электроэнергией. Наличие активной зоны, состоящей из отдельных
каналов, позволяет организовать индивидуальный контроль за состоянием
каждой топливной сборки и в случае повреждения произвести её немедленную
замену. Однако, ввиду значительных размеров активной зоны канального
реактора, её удельная нагрузка в несколько раз ниже, чем, например, в
корпусных реакторах, и обычно не превышает в среднем 15 кВт на 1 л активной
зоны. Наличие разветвленной сети трубопроводов, подводящих и отводящих
теплоноситель к каналам реактора, усложняет его компоновку и обслуживание и
увеличивает вероятность возникновения неплотностей и течей, а
соответственно и аварийной ситуации.
С экономической точки зрения атомные электростанции очень выгодны.
Чтобы обеспечить работу одного энергоблока мощностью в тысячу мегаватт
нужно, чтобы в рабочей зоне за год распалось примерно 1200 кг ядер урана.
Если АЭС должна работать около 30 лет, то всего за время ее эксплуатации
«сгорит» около 36 тонн урана – 235. В один такой энергоблок загружается
около 180 тонн обогащенного уранового горючего. Обогащение составляет 1,8%,
то есть от всего количества урана только 1,8% составляет уран – 235. Итак,
в реакторе находится около 3 тонн урана – 235, а всего сгорает 36 тонн.
Значит, на АЭС регулярно происходит частичная перезагрузка топлива,
тепловыделяющие элементы заменяют. Используется, однако, только около 1,5%
всего урана, то есть даже не весь уран – 235 «сгорает». Стоимость 1 кг
чистого урана в 1985 году была около $ 40. Обогащение стоит еще около $100.
Изготовление тепловыделяющих элементов обходится примерно в $ 300.
Стоимость одного энергоблока на 1000 МВт составляла в те же годы около 2
миллиардов долларов. Стоимость самого урана при начальной загрузке
составляла только 4% от общей стоимости блока. Десятикратная замена
тепловыделяющих элементов увеличивает расходы до 2,8 миллиарда долларов.
Если стоимость 1 киловатт часа электроэнергии равнялась $0,1, то за время
своей эксплуатации энергоблок АЭС должен был произвести электроэнергии на
30 миллиардов долларов. Таким образом, АЭС окупает себя десятикратно.
В конечном итоге можно сделать следующие выводы:
Факторы "За" атомные станции:
1. Атомная энергетика является на сегодняшний день лучшим видом получения
энергии. Экономичность, большая мощность, экологичность при правильном
использовании.
2. Атомные станции по сравнению с традиционными тепловыми электростанциями
обладают преимуществом в расходах на топливо, что особо ярко проявляется в
тех регионах, где имеются трудности в обеспечении топливно-энергетическими
ресурсами, а также устойчивой тенденцией роста затрат на добычу
органического топлива.
3. Атомным станциям не свойственны также загрязнения природной среды золой,
дымовыми газами с CO2, NOх, SOх, сбросными водами, содержащими
нефтепродукты.
4.Возможность размещения в необеспеченных энергоресурсами районах страны.
Факторы "Против" атомных станций:
1. Ужасные последствия аварий на АЭС.
2. Локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве.
3. Повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации.
4. Сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и
радиоактивные компоненты.
5. Изменение характера землепользования и обменных процессов в
непосредственной близости от АЭС.
6. Изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.