Ядерная физика

Радиоактивность
ДОЗЫ РАДИАЦИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
Естественные источники радиации
Земная радиация
Внутреннее облучение
Другие источники радиации
Источники, созданные человеком
Ядерные взрывы
Атомная энергетика
Профессиональное облучение
Действие радиации на человека
Острое поражение
Рак
Генетические последствия облучения
Понятие приемлемого риска
 

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

За исключением небольшого числа опытных реакторов, все установленные в настоящее время в мире ядерные реакторы основаны на использовании тепла, освобождаемого в результате цепной реакции деления изотопа урана 235U. Чаще всего эта реакция происходит следующим образом. С ядром атома урана сталкивается замедленный (тепловой, движущийся со скоростью приблизительно 2 km/s) нейтрон, в результате чего атом разделяется на два более легких элемента, а в каждом акте деления, кроме того, освобождается в среднем 2,5 новых быстрых нейтрона, движущихся со скоростью приблизительно 2×104 km/s. При стабильной работе реактора часть быстрых нейтронов замедляется до скорости, необходимой для повышения вероятности попадания их на ядра атомов урана, при помощи замедлителя (например воды, тяжелой воды или графита). После этого одни из замедленных нейтронов сталкиваются с новыми ядрами урана, приводя их к делению. Остальные нейтроны поглощаются в стержнях ядерного топлива, в замедлителе и в других частях реактора, отдавая им свою энергию, которая превращается в тепло. Замедление происходит из-за многократного (обычно от восьми- до десятикратного) сталкивания нейтронов с ядрами атомов замедлителя. Чтобы добиться стабильной цепной реакции, относительное содержание урана 235U в ядерном урановом топливе должно находиться в определенных пределах (обычно 2…5 %) и весь процесс должен поддаваться эффективному регулированию при помощи веществ, активно поглощающих нейтроны (например, бора, кадмия или гафния). Наглядно и сильно упрощенно цепная реакция, происходящая в таком ядерном реакторе, представлена на рис. 2.8.1.

В русской технической литературе ядерный реактор прежде назывался менее точно – атомным реактором. Сейчас стали применяться также термины ядерная энергия, ядерная энергетика, ядерные установки, ядерная технология, ядерное оружие и другие, однако электростанции и суда, на которых применяются ядерные реакторы, продолжают по традиции называть атомными. Слово атомный применяется также в названиях российских учреждений, действующих в области ядерной энергетики. Эта особенность русской энергетической терминологии учитывается и в настоящей книге.

Рис. 3.8.1. Цепная реакция в ядерном реакторе, основанном на тепловых нейтронах. Вместо ксенона и стронция, представленных в качестве примера, при делении атома урана могут возникать и другие атомы, от цинка до гадолиния

При поглощении нейтронов в ядрах урана 238U и в результате вызванных этим ядерных процессов некоторая часть урана превращается в плутоний 239Pu, который может использоваться в качестве ядерного топлива в реакторах другого типа, а также для изготовления ядерного оружия.

Энергия, освобождающаяся при делении каждого атома урана 235U и превращающаяся в тепло, составляет 200 MeV или 1,6×10–13 J. Так как 1 g урана содержит 2,6×1021 атома, то энергия, получаемая при вышеописанной цепной реакции на единицу массы, равна 8,3×1010 J (830 GJ), или 23 MWh, или приблизительно 1 MWd. Для сравнения можно отметить, что при сжигании 1 g условного топлива (1 gce) можно получить тепло в количестве 8,14 Wh.

Природный уран содержит лишь 0,7 % изотопа 235U (см. раздел 2.5), и поэтому при производстве ядерного топливо требуется обогащение урана этим изотопом. На соответствующих обогатительных фабриках это производится обычно путем испарения гексафторида урана UF6 (температура плавления которого равна 64 оС) и его последующего центрифугирования или диффузионной обработки.

Ядерное топливо (обогащенный уран) вводится в реактор обычно в виде двуокиси урана UO2 , так как высокая температура плавления этого соединения (2850 oC) повышает надежность реактора (температура плавления самого урана составляет 1132 oC). Из порошка UO2 прессуются при высокой температуре керамические цилиндрики диаметром приблизительно 1 cm и высотой в 2…3 cm, которые затем вводятся в трубки длиной 3,5…4,5 m, изготовленные из циркония или циркониевого сплава. Получаемые таким способом стержни (рис. 3.8.2) называются тепловыделяющими элементами (твэлами). Из них составляются сборки квадратного или кругового сечения, содержащие от 70 до 300 твэлов и размещаемые в реакторе обычно параллельно друг другу в вертикальном положении.

Цирконий (Zr) является серебристо-белым пластичным металлом плотностью 6,5 Mg/m3 с температурой плавления 1855 oC. Цирконий не поглощает тепловых нейтронов.

Рис. 3.8.2. Принцип устройства тепловыделяющего элемента реактора, основанного на тепловых нейтронах

Пространство между твэлами и их сборками заполнено замедлителем (модератором), в качестве которого обычно применяют воду. Та часть реактора, в которой располагаются твэлы и в которой происходит энергетическая цепная реакция, называется активной зоной. В реакторах такого вида вода является одновременно и теплоносителем, при помощи которого тепло передается из реактора в парогенератор или, если вода в реакторе превращается в пар, в паровую турбину. Кроме твэлов в активной зоне предусмотрены управляющие (тормозные) стержни, содержащие соединения бора (реже – кадмия или гафния), обладающие высокой температурой плавления и эффективно поглощающие нейтроны. Путем частичного или полного ввода таких стержней в активную зону или вывода из нее можно регулировать мощность реактора и при необходимости остановить в нем цепную реакцию. Однако в водяных реакторах процессы ядерного распада продолжаются и после остановки реактора и приводят к тепловыделению, составляющему приблизительно до 7 % номинальной тепловой мощности реактора; это считается одним из недостатков этого типа реакторов. Во избежание перегрева активной зоны (что в худшем случае может привести к расплавлению твэлов), необходимо продолжать охлаждение реактора и после его остановки. Несмотря на то, что соответствующие автоматические защитные меры практически исключают расплавление ядерного топлива, вокруг водяных реакторов и относящихся к ним парогенераторов (если таковые имеются) всегда предусматриваются прочные металлические и бетонные оболочки, исключающие в случае аварий попадание радиоактивных веществ в наружную среду ( см. раздел 6.3).

Мощность ядерных реакторов лучше всего выражается тепловой мощностью, отводимой из реактора при помощи теплоносителя. Однако так как тепло затем используется, в конечном итоге, для приведения в движение турбинно-генераторного агрегата ядерной электростанции, то в энергетике взяли за правило характеризовать реактор номинальной мощностью электрического генератора, называя ее (довольно-таки условно) электрической мощностью реактора.

В водо-водяном реакторе (рис. 3.8.3), именуемом также реактором с водой под давлением, вода служит как замедлителем, так и теплоносителем, а количество твэлов в каждой сборке квадратного сечения составляет от 14 ´ 14 до 17 ´ 17. В крупных реакторах с тепловой выходной мощностью от 4 GW до 6 GW (с электрической мощностью от 900 MW до 1600 MW) таких сборок обычно от 150 до 250, и они содержат от 80 t до 100 t урана. Для стержней управления (регулирования), которые вводятся в реактор сверху через крышку корпуса, в середине каждой сборки предусмотрен соответствующий канал. Мощность реактора может регулироваться также путем добавления в воду борной кислоты (H3BO3) и изменения ее концентрации, оставляя расход воды постоянным. Давление воды в реакторе может быть до 16 MPa, а температура воды, выходящей из реактора, – приблизительно до 315 oC. В парогенераторе при таких параметрах поступающей в него воды можно получить пар с давлением около 6 MPa и температурой около 275 oC. Параметры пара, следовательно, намного ниже, чем в паровых котлах, основанных на сжигании топлива (см. раздел 3.2), вследствие чего преобразование тепла в электроэнергию в ядерных энергоблоках происходит с более низким кпд – от 25 % до 30 %.

Если считать, что на атомной электростанции в электроэнергию превращается не менее 25 % тепла, то для получения 1 MWd электроэнергии необходимо использовать приблизительно 4 g урана 235U или 0,6 kg природного урана. Для получения того же количества электроэнергии на электростанциях, сжигающих минеральное топливо, необходимо сжигать приблизительно 8 t каменного угля или 16 t высококачественного горючего сланца.

Водо-водяной реактор является самой распространенной разновидностью ядерных реакторов. На атомных электростанциях мира таких реакторов установлено около 300, а на военных кораблях, подводных лодках и ледоколах – еще приблизительно 220. От других типов реакторов они выгодно отличаются простотой обеспечения стабильной работы, так как при случайном повышении мощности реактора температура воды повышается, а ее плотность и вместе с тем и способность замедлить быстрые нейтроны уменьшаются, что приводит к понижению мощности реактора (отрицательная обратная связь по температуре). Такой же процесс возникает и при случайном закипании воды (отрицательный пузырьковый эффект). Преимуществом таких реакторов должно считаться и то, что слабо радиоактивная охладительная вода реактора циркулирует в замкнутом контуре, а пар, выходящий из парогенератора, не является радиоактивным.

Рис. 3.8.3. Принцип устройства водо-водяного реактора.  1 сборки твэлов, 2 стержни управления, 3 корпус реактора, 4 питательный насос,  5 регулятор давления. Приводы стержней управления не показаны

Концернами Арева (Areva NP, Франция) и Сименс (Siemens AG, Германия) вместе с энергосистемой Франции (Électricité de France) в 2000…2004 годах был разработан сверхнадежный европейский водо-водяной реактор третьего поколения (Evolutionary Pressurized Reactor, EPR) электрической мощностью 1600 MW, у которого среди защитных мер предусмотрены

четыре независимые системы охлаждения, каждая из которых способна охлаждать реактор после отключения,

дополнительная плотная защитная оболочка вокруг реактора,

специальное углубление и система охлаждения для приема жидкого металла в случае расплавления твэлов реактора,

двойной защитный купол из предварительно напряженного бетона с суммарной толщиной стенок в 2,6 m.

Реактор может работать на двуокиси урана (со степенью обогащения в 5 %) или на смеси двуокисей урана и плутония. Сооружение первого реактора такого типа началось в 2005 году на атомной электростанции Олкилуодо (Olkiluoto) в Финляндии. Ввод всего энергоблока в эксплуатацию предусмотрен в 2011 году. Второй такой энергоблок сооружается на атомной электростанции Фламанвиль (Flamanville) во Франции и должен войти в строй в 2012 году.

Первый водо-водяной реактор был изготовлен в США в 1953 году для использования на подводной лодке. После проведения многосторонних испытаний он в 1955 году был установлен на первой в мире атомной подводной лодке Наутилус (Nautilus). На атомных электростанциях водо-водяные реакторы стали применяться в 1957 году; первый из них (электрической мощностью 90 MW) был установлен на электростанции Шиппингпорт (Shippingport, США).

В настоящей книге рассматриваются только реакторы, применяемые на атомных электростанциях. Реакторы, предусмотренные для энергопитания приводов подводных лодок и надводных судов, должны отвечать другим требованиям и поэтому имеют существенные различия, как то:

меньшую тепловую мощность (20…200 MW);

относительно большее количество и более высокую степень обогащения урана (с относительной долей 235U от 20 % до 96 %), что может обеспечить работу реактора в течение всего его срока службы без замены ядерного топлива;

применение в реакторе не двуокиси урана, а сплава урана с цирконием;

регулирование расхода водяного теплоносителя.

В кипящих реакторах (рис. 3.8.4) тепловыделяющие сборки состоят из 74…100 твэлов. В мощных реакторах (с электрической мощностью энергоблока 1000…1300 MW) таких сборок может быть до 800, и они содержат в совокупности до 140 t урана. В качестве теплоносителя используется чистая вода (без добавления борной кислоты), которая в реакторе испаряется, а получаемый пар после перегрева направляют в паровую турбину. Таким образом отпадает необходимость в парогенераторе, который требовался в случае водо-водяных реакторов, что упрощает устройство энергоблока и повышает его эффективность. В то же время пар, подаваемый в турбину, является в некоторой степени (главным образом из-за содержания азота 16N, возникшего при преобразовании кислорода) радиоактивным, что требует применения вокруг турбины экрана радиационной защиты. Однако ввиду того, что время полураспада радиоактивного изотопа 16N весьма мало (7 s), турбину можно считать свободной от радиоактивности практически сразу после прекращения подачи пара.

Давление в реакторе обычно равно приблизительно 7,5 MPa, и температура кипения воды, следовательно – около 285 oC. Уровень воды в активной зоне обычно на 12…15 % ниже верхних концов твэлов, благодаря чему в верхней части активной зоны возникает меньше медленных нейтронов, и интенсивность цепной реакции там меньше, чем в нижней части. Как в водо-водяном реакторе, так и здесь повышение температуры и возникновение пузырей приводят к отрицательной стабилизирующей обратной связи. Мощность реактора в пределах 70…100 % регулируют изменением расхода теплоносителя, а для более сильного снижения мощности в активную зону вводят управляющие стержни. Регулирование мощности реактора выполняется, следовательно, проще и удобнее, чем в случае водо-водяных реакторов, но для стабилизации давления требуются несколько более сложные программы управляющих ЭВМ.

В начале 2008 года на атомных электростанциях мира действовали 73 кипящих реактора (из них 28 в Японии). Их недостатками считаются меньшая мощность на единицу объема и, следовательно, бóльшие размеры, чем у водо-водяных реакторов той же мощности. Их основным преимуществом считается лучшая регулируемость, что особенно важно тогда, когда в энергосистеме преобладают ядерные электростанции. Меры безопасности против расплавления активной зоны такие же, как у водо-водяных реакторов.

Вероятность неисправностей, которые могли бы привести к расплавлению твэлов, у современных водо-водяных и кипящих реакторов очень мала – обычно не превышает
10–6 1/a (одной опасной неисправности за миллион лет).

Первый опытный кипящий реактор электрической мощностью 5 MW был построен в 1956 году в научно-исследовательской лаборатории ядерной техники в Аргонне (Argonne, США). Первый промышленный реактор этого типа (электрической мощностью 200 MW) был установлен в 1960 году на атомной электростанции в Дрездене (Dresden, штат Illinois, США).

Рис. 3.8.4. Принцип устройства кипящего реактора.  1 твэлы, 
2 управляющие стержни, 3 корпус реактора, 4 питательный насос, 
5 паропровод. Встроенные циркуляционные насосы, сепаратор пара, система перегрева пара и приводы управляющих стержней не показаны

Атомная энергетика, радиация. Решение задач по физике