Атомная энергетика
ВВЕДЕНИЕ
Энергетика является важнейшей отраслью народного хозяйства, охватывающей энергоресурсы, производство, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.
В мире происходит процесс индустриализации, который требует дополнительного расхода материалов, что увеличивает затраты на энергию. По мере роста населения растут и затраты энергии на выращивание, сбор урожая, внесение удобрений и т. д.
Сегодня многие легкодоступные природные ресурсы планеты истощены. Сырье необходимо добывать на больших глубинах или на морских шельфах. Похоже, ограниченные запасы нефти и газа в мире ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса. Однако использование ядерной энергии дает человечеству шанс избежать этого, так как результаты фундаментальных исследований в области ядерной физики позволяют предотвратить угрозу энергетического кризиса за счет использования энергии, выделяющейся при определенных ядерных реакциях.
В 1939 году произошло первое деление атома урана. Прошло еще 3 года, и в США был создан реактор для проведения управляемой ядерной реакции. Затем в 1945 году, была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954 году в нашей стране заработала первая в мире атомная электростанция. Во всех этих случаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в результате слияния атомных ядер. В 1953 году в СССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на Солнце. Пока что термоядерный синтез нельзя использовать в мирных целях, но если он будет возможен, люди обеспечат себя дешевой энергией на миллиарды лет. Эта проблема является одним из важнейших направлений современной физики на протяжении последних 50 лет.
Примерно до 1800 года основным топливом была древесина. Энергия древесины получается из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение их жизни. Со времен промышленной революции люди зависели от полезных ископаемых — угля и нефти, энергия которых также поступала из накопленной солнечной энергии. При сжигании такого топлива, как уголь, атомы водорода и углерода, содержащиеся в угле, соединяются с атомами кислорода в воздухе. При образовании воды или углекислого газа возникает высокая температура, эквивалентная примерно 1,6 киловатт-часам на килограмм или примерно 10 электрон-вольтам на атом углерода. Такое количество энергии характерно для химических реакций, приводящих к изменению электронной структуры атомов. Часть энергии, выделяемой в виде тепла, достаточна для продолжения реакции.1
Первая в мире атомная электростанция опытно-промышленного назначения мощностью 5 МВт была введена в эксплуатацию 27 июня 1954 года в г. Обнинске, СССР. Раньше энергия атомного ядра использовалась в основном в военных целях. Запуск первой атомной электростанции положил начало новому направлению в энергетике, что было признано на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955 г., Женева).
В 1958 году введена в эксплуатацию первая очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (общая мощность 600 МВт). В этом же году началось строительство Белоярской промышленной атомной электростанции, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди (блок 100 МВт) подал электроэнергию в Свердловскую энергосистему. 2-й блок мощностью 200 МВт введен в эксплуатацию в октябре 1967 г.
Отличительной особенностью Белоярской АЭС является перегрев пара до достижения требуемых параметров непосредственно в ядерном реакторе, что позволило использовать обычные современные турбины практически без доработок.
В сентябре 1964 года был введен в эксплуатацию первый блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Стоимость 1 кВтч электроэнергии, важнейший экономический показатель работы любой электростанции, на этой АЭС планомерно снижалась и составила:
Первый блок Нововоронежской АЭС строился не только для промышленного использования, но и как демонстрационный объект для демонстрации возможностей и преимуществ атомной энергетики, а также надежности и безопасности эксплуатации АЭС. В ноябре 1965 года в городе Мелекесс Ульяновской области введена в эксплуатацию АЭС с водо-водяным реактором мощностью 50 МВт, реактор собран по одноконтурной схеме, что облегчает компоновку станции. В декабре 1969 года был введен в эксплуатацию второй блок Нововоронежской АЭС (350 МВт).
За рубежом первая промышленная атомная электростанция мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 г. в Колдер-Холле (Англия). Через год в Шиппорте (США) была введена в эксплуатацию атомная электростанция мощностью 60 МВт.
Среди тех, кто настаивает на необходимости продолжения поиска безопасных и экономичных путей развития атомной энергетики, можно выделить два основных направления.
Сторонники первого считают, что все усилия должны быть направлены на устранение недоверия населения к безопасности ядерных технологий. Для этого необходимо разработать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные реакторы. Здесь представляют интерес два типа реакторов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпературный газоохлаждаемый реактор. Прототип модульного газоохлаждаемого реактора был разработан в Германии, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора конструкция модульного реактора с газовым охлаждением такова, что безопасность его эксплуатации обеспечивается пассивно, без прямого вмешательства оператора или системы электрической или механической защиты. Система пассивной защиты используется и в технологически особо безопасных реакторах. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, похоже, так и не вышел из стадии проектирования. Но он получил мощную поддержку в Соединенных Штатах среди тех, кто видит его потенциальные преимущества перед модульным реактором с газовым охлаждением. Но будущее обоих вариантов неопределенно из-за их неопределенной стоимости, трудностей разработки и неоднозначного 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 кроме этих двух перспектив развития атомной энергетики сформировалась и совершенно иная точка зрения. Надеется на более полное использование поставляемой энергии, возобновляемых источников энергии (солнечные батареи и т.д.) и энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если развитые страны перейдут на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительных приборов и кондиционеров, сэкономленной электроэнергии хватит, чтобы обойтись без всех существующих атомных электростанций. Наблюдаемое значительное снижение потребления электроэнергии показывает, что эффективность может быть важным фактором снижения спроса на электроэнергию.
Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.2 Все атомные ядра разделяются на:
стабильные
нестабильные.
Свойства стабильных ядер остаются неизменными сколь угодно долго. Нестабильные ядра претерпевают различные типы превращений.
Явление радиоактивности или самопроизвольного распада ядер было открыто французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные освещать фотопластинку. Беккерель обнаружил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температуры, давления) и от того, находится ли уран в каком-либо химическом соединении.
При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызывать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число новорожденных нейтронов увеличивается, то процесс деления нарастает лавинообразно. В том случае, если число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.
Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, выделяло при делении в среднем один нейтрон, который идет на деление второго тяжелого ядра.
Ядерный реактор — это устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.
Цепная ядерная реакция в реакторе может быть осуществлена только с определенным количеством ядер деления, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Среди делящихся материалов наиболее важен изотоп 235U, доля которого в природном уране составляет всего 0,714%.
Хотя 238U способен делиться нейтронами с энергией более 1,2 МэВ, самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в природном уране невозможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядра 238U.
Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон может проходить через область резонансных энергий в результате столкновений с ядрами-замедлителями и поглощаться ядрами 235U, 239Pu и 233U, крест деления - сечение, которого значительно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используются материалы с малым массовым числом и малым сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).
Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом умножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления K=1. Система воспроизводства (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, количество нейтронов в системе увеличивается, и в этом случае она называется сверхкритической. При K < 1 число нейтронов уменьшается, и система называется подкритической. В стационарном состоянии реактора количество вновь образовавшихся нейтронов равно количеству нейтронов, вышедших из реактора (нейтронов утечки) и поглощенных в нем. Критический реактор содержит нейтроны всех энергий. Они формируют так называемый энергетический спектр нейтронов, характеризующий количество нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (топливных ядер) и других материалов, входящих в состав активной зоны реактора. Если большинство делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтрона в такой системе не превышает 0,2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит за счет поглощения быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.
В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным горючим находится значительная масса замедлителя — вещества, характеризующегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.
Ядро реактора почти всегда, за исключением специальных реакторов, окружено отражателем, возвращающим часть нейронов в ядро путем многократного рассеяния. В реакторах на основе быстрых нейронов активная зона окружена зонами репродукции.3 Они накапливают расщепляемые изотопы. Кроме того, зоны воспроизведения также действуют как отражатель. В ядерном реакторе накапливаются продукты деления, называемые шлаками. Наличие шлака приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.
Ядерные реакторы в зависимости от взаимного расположения топлива и замедлителя делятся на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде топливных блоков или кластеров размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую сеть.
При работе реактора выделяется тепло в разном количестве в тепловыделяющих элементах (твэлы), а также во всех его конструктивных элементах. Это связано с торможением осколков деления, их бета - и гамма - излучения, а также ядер, взаимодействующих с нейтронами, и, наконец, с торможением быстрых нейтронов. Фрагменты деления топливных ядер классифицируются по скоростям, соответствующим температурам в сотни миллиардов градусов.
Характерной чертой ядерного реактора является то, что 94 % энергии деления превращается в тепло мгновенно, то есть за время, в течение которого мощность реактора или плотность содержащихся в нем материалов не успевает существенно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора выделение тепла без задержки следует за процессом деления топлива. Однако при остановке реактора, когда скорость деления снижается более чем в десять раз, в нем остаются источники замедленного тепловыделения (гамма - и бета - излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.
Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности нейронного потока внутри него, поэтому теоретически достижима любая мощность. На практике предельная мощность определяется скоростью отвода тепла, выделяющегося в реакторе. Удельный теплоотвод в современных энергетических реакторах составляет 102 - 103 МВт/м3, в вихревых - 104 - 105 МВт/м3.
Тепло от реактора отводится циркулирующим по нему теплоносителем. Характерной чертой реактора является остаточное тепло после окончания реакции деления, которое требует отвода тепла в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя остаточная тепловая мощность значительно ниже номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна быть обеспечена очень надежно, так как нельзя контролировать остаточное тепловыделение. Категорически запрещается удалять теплоноситель из проработавшего некоторое время реактора во избежание перегрева и повреждения твэлов.
Ядерный энергетический реактор представляет собой устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Основным элементом ядерного реактора является активная зона. Он содержит ядерное топливо и осуществляет цепную реакцию деления. Активная зона представляет собой набор твэлов, содержащих ядерное горючее, размещенных определенным образом. Реакторы на тепловых нейтронах используют замедлитель. Через активную зону прокачивается охлаждающая жидкость для охлаждения твэлов. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода.
Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов с большим сечением поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов — слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю плотность нейтронов и энерговыделение выравниваются по объему активной зоны, что позволяет получить большую мощность при заданных размерах зоны, получить более однородное горение топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива, а также упростить систему отвода тепла. Рефлектор нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма - лучей, благодаря чему обеспечивается его охлаждение. Сердечник, отражатель и другие элементы размещены в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.
Ядерные реакторы делятся на несколько групп по назначению и характеристикам:
Ядерные реакторы также могут различаться по типу ядерного топлива - природный уран, низко обогащенный, чистый делящийся изотоп, по его химическому составу - металлический U, UO2, UC и др., по типу теплоносителя - H2O, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл, по типу замедлителя - C, H2O, D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя. Наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с H2O, C и D2O в качестве замедлителей и H2O, газ и D2O в качестве теплоносителей.
Даже если атомная электростанция работает идеально и без малейших сбоев, ее эксплуатация неизбежно приводит к накоплению радиоактивных веществ4. Поэтому людям приходится решать очень серьезную проблему под названием безопасная утилизация отходов.
Радиоактивные отходы образуются практически на всех стадиях ядерного цикла. Они накапливаются в виде жидких, твердых и газообразных веществ различной степени активности и концентрации. Большая часть отходов относится к низкоактивным:
Газы и загрязненная вода пропускаются через специальные фильтры до степени чистоты атмосферного воздуха и питьевой воды. Фильтры, ставшие радиоактивными, перерабатываются вместе с твердыми отходами. Их смешивают с цементом и превращают в блоки или заливают в стальные емкости вместе с горячим битумом.
Сложнее всего подготовить к длительному хранению высокоактивные отходы, такой «мусор» лучше всего превратить в стекло и керамику.
Следует учитывать, что высокоактивные отходы выделяют значительное количество тепла в течение длительного времени. Поэтому чаще всего их выносят в глубокие зоны земной коры. Вокруг могильника устанавливается контролируемая зона, в которой вводятся ограничения на деятельность человека, в том числе на бурение и добычу полезных ископаемых.
Эксплуатация АЭС сопровождается не только риском радиационного загрязнения, но и другими видами воздействия на окружающую среду. Основной эффект тепловой. Это в 1,5 – 2 раза выше, чем от тепловых электростанций.
При эксплуатации атомных электростанций возникает необходимость в охлаждении выхлопных паров. Самый простой способ - охлаждение водой из реки, озера, моря или специально построенных бассейнов. Вода, нагретая до 5-15 градусов, снова возвращается в тот же источник. Но этот способ несет в себе опасность ухудшения экологической обстановки в водной среде в месте расположения АЭС.5
Большее применение находит в системе водоснабжения с использованием градирен, где вода охлаждается за счет ее частичного испарения и охлаждения.
Небольшие потери восполняются постоянным кормлением пресной водой. При такой системе охлаждения в атмосферу выбрасывается огромное количество водяного пара и конденсированной влаги. Это может привести к увеличению количества осадков, частоты образования туманов и облачности.
В последние годы стали использовать паровую систему с воздушным охлаждением. В этом случае нет потерь воды, и это максимально экологично. Однако такая система не работает при высоких средних температурах окружающей среды. Кроме того, значительно возрастает стоимость электроэнергии.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Глобальный спрос на энергию будет быстро расти в ближайшие десятилетия. Один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергоресурсы.
На следующем этапе развития энергетики (первые десятилетия XXI века) наиболее перспективными останутся угольные электростанции и атомные электростанции с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Однако следует надеяться, что человечество не будет стоять на месте на пути прогресса, сопровождающегося потреблением энергии во все возрастающих количествах.6
Однако ядерная энергетика еще не прошла испытания на эффективность, безопасность и общественное расположение. Его будущее сейчас зависит от того, насколько эффективно и справедливо будет осуществляться контроль за строительством и эксплуатацией АЭС, а также от того, насколько успешно будет решен ряд других проблем, в том числе проблема обезвреживания радиоактивных отходов. Будущее атомной энергетики также зависит от жизнеспособности и расширения ее сильных конкурентов – угольных тепловых электростанций, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых источников энергии7.
СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
Бекман И.Н. Ядерная индустрия. – М.: Изд-во МГУ, 2005. – 867 с
Акатов А.А., Коряковский Ю.С. Атомная энергетика. Спрашивали? Отвечаем! – М.: АНО «ИЦАО», 2012. – 56 с.
Акатов А.А., Коряковский Ю.С. Атомная энергетика. Спрашивали? Отвечаем! – М.: АНО «ИЦАО», 2012. – 56 с.
Акатов А.А., Коряковский Ю.С. Радиация: говорят что… – М.: АНО «ИЦАО», 2012. – 32 с.
Габараев Б.А. Атомная энергетика XXI века. – М.: Издательский дом МЭИ, 2013. – 250 c.
Гилетич А.Н, Дешевых Ю.И., Кириллов Г.Н. Атомные станции: обеспечение пожарной безопасности, вопросы контроля и надзора. – М.: ВНИИПО, 2012. – 100 c.
Макаров А.А., Митровой Т.А. Прогноз развития энергетики мира и России. – М.: ИНЭИ РАН, 2019. – 210 с