Ядерные реакторы и атомные электростанции

В параграфе 8.4 мы ознакомились с тем, что происходит, если в цепной реакции деления К_э^ > 1 + (3, а в следующих затем параграфах — с экологическими последствиями этого. Пусть теперь система, масса и размер которой больше критической, находится в таком надкритическом состоянии, что 1 < К" _эф < 1 + р. С такой системой мы сталкиваемся в ядерном реакторе — устройстве, содержащем ядерное горючее (как правило, уран, обогащенный по ²³⁵U), и в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления. Первый ядерный реактор был построен в 1942 в Чикаго (США) под руководством Э. Ферми, а в России — в декабре 1946 г. в Москве под руководством И. В. Курчатова¹.

По своему назначению ядерные реакторы подразделяются на несколько групп. Прежде всего, это энергетические реакторы, в которых выделяющаяся энергия используется для выработки электроэнергии и для других промышленных и бытовых нужд. Сюда входят реакторы на АЭС, транспортные ядерные реакторы для морского флота и др. К этой группе реакторов приковано основное внимание различных экологических организаций как к потенциальному источнику опасности. В то же время основное количество имеющихся высокоактивных отходов наработано на другой группе реакторов — промышленных, или изотопных реакторах, широко использовавшихся раньше для производства плутония для ядерного оружия. Третью группу реакторов составляют экспериментальные или опытные реакторы, обеспечивающие прогресс в реакторостроении. В качестве последней группы мы выделим исследовательские реакторы, в которых возникающие излучения используются для научных и прикладных исследований. Конечно, очень часто на одном и том же реакторе проводятся совершенно разные работы.

Основная часть ядерного реактора — это активная зона, где сосредоточено ядерное горючее, протекает цепная реакция деления и выделяется энергия. Активная зона собирается из твэлов, скомпонованных в тепловыделяющие сборки (ТВС). В реакторах на тепловых нейтронах ТВС окружены замедлителем, в качестве которого используют воду, графит, оксид бериллия… Через активную зону прокачивается теплоноситель^[1][2], уносящий тепловую энергию, выделяющуюся в твэлах. Для уменьшения утечки нейтронов активная зона окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и, соответственно, позволяющим уменьшить величину критической массы. Отражатель обычно изготавливается из того же материала, что и замедлитель. Вокруг отражателя располагается радиационная биологическая защита, предназначенная для ослабления интенсивности нейтронного потока и излучений и состоящая из бетона и других материалов.

Внутри активной зоны или отражателя располагаются также регулирующие органы реактора, которые обычно выполняются из поглощающего или отражающего материала и служат для управления процессом деления ядерного топлива путем поглощения части нейтронов либо изменения количества нейтронов, покидающих активную зону (утечки нейтронов). Как правило, это подвижные стержни или кассеты с интенсивно поглощающим нейтроны веществом (В, Cd, Ей).

Пространственное распределение нейтронов при нормальной работе реактора мало меняется со временем, и это позволяет временную зависимость мощности находить для реактора в целом. В этом случае основным параметром, определяющим ход мощности, обычно вместо К_эф служит другая величина — реактивность р:

Очевидно, что при р 0 интенсивность реакции нарастает. Значение р определяется изотопным составом системы, ее размерами, формой и рядом других факторов. При стационарной работе реактора реактивность постепенно падает за счет выгорания топлива и отравления активной зоны осколками деления, из которых особенно вредны те, которые сильно поглощают нейтроны (¹³⁵Хе и ¹⁴⁹Sm). Для обеспечения длительной непрерывной работы реактора без смены горючего необходимо, чтобы он имел значительный начальный запас реактивности.

Для этого размеры активной зоны делают значительно больше критических и, соответственно, делящийся материал загружают в количестве, превышающем критическую массу. Прежде чем осуществить загрузку такого реактора, в активную зону вводят поглощающие стержни, компенсирующие избыточную реактивность. По мере выгорания топлива и «отравления» активной зоны осколками их постепенно выводят из активной зоны.

Для нормальной работы реактора значение р необходимо поддерживать с точностью от lO⁵ до 10″ ⁷ в зависимости от типа реактора. Следует учитывать, что реактивность зависит от мощности, т. е. от интенсивности протекания цепной реакции и от температуры. Эта зависимость носит характер обратной связи, так как изменение интенсивности само зависит от реактивности. Для эксплуатации реактора удобна отрицательная обратная связь, которая способствует стабильности реактора в аварийных ситуациях, в том числе при выходе системы управления из строя. Имеются, однако, и реакторы с положительной обратной связью, в которых случайно возникшее увеличение мощности стремится саму себя усилить.

По спектру нейтронов ядерные реакторы делятся на быстрые (без замедлителя), тепловые, в которых деление ядер происходит на тепловых нейтронах, и промежуточные, в которых деление осуществляется на частично замедленных нейтронах. Нас будут интересовать в основном реакторы, работающие на тепловых нейтронах. Относительный вклад реакторов других типов в загрязнение природной среды невелик. Топливом для рассматриваемых реакторов является уран, обогащенный по изотопу ²³⁵U, но затем начали использовать и так называемое смешанное ядерное топливо — МОКС-топливо, содержащее до 5—7% оксида ²³⁹Ри. По виду замедлителя реакторы делятся на использующие обычную воду, тяжеловодные и графитовые. По типу теплоносителя — на водяные, натриевые (жидкий натрий) и газовые (углекислый газ, гелий).

В промышленных реакторах, работавших в начале 1950;х гг. в СССР, США и Великобритании, теплоноситель служил охладителем. Иных функций он не нес. Излишки теплоты, отводимые обычно применявшейся для этих целей водой, были таковы, что температура воды была ниже точки кипения. После того, как производство плутония было налажено, для создания атомных подводных лодок потребовалось создать энергетические реакторы, в которых теплоноситель служил еще и для образования пара, способного выполнять полезную работу.

В конечном счете были построены энергетические реакторы разных типов. Наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы, в которых теплоноситель — вода является также и замедлителем. Следовательно, если произошла авария и перестала поступать вода, то реактор остановится, так как на быстрых нейтронах цепная реакция деления в нем прекращается. В реакторах с графитовым замедлителем для отвода теплоты также используется вода или газ (водо-графитовые и газо-графитовые реакторы). Однако, потеря теплоносителя для них катастрофична. В приложении 17 перечислены основные типы реакторов. Заметим, что не только в экологической, но и в технической отечественной литературе нет единого обозначения для всех типов реакторов.

Первая опытная АЭС была построена в СССР в г. Обнинске и вступила в строй 26 июня 1954 г. Ее электрическая мощность была всего 5 МВт, и задачи, стоявшие перед ней, были научно-технические и учебные. Второй АЭС явился двухцелевой промышленный реактор ЭИ-2 мощностью 100 МВт, пущенный в эксплуатацию на Сибирской АЭС в Томске-7 в декабре 1958 г. Третьей АЭС стал в июле 1961 г. один из реакторов в Красноярске-26. К гражданской энергетике эти АЭС практического отношения не имели.

Рождение Американской атомной энергетики связывают обычно с 1963 г., когда центральная энергетическая компания Нью-Джерси купила реактор мощностью 620 МВт_злектр. Считалось, что АЭС мощностью менее 200 МВт просто не рентабельны. Американская программа по строительству энергетических реакторов привела к вводу в эксплуатацию в 1954 г. атомной подводной лодки «Nautilus».

Первый коммерческий реактор в Великобритании для производства электроэнергии был запущен в Колдер Холле в 1956 г. (выведен из эксплуатации в 2002 г.). Это событие принято рассматривать как начало практической гражданской энергетики.

В атомной энергетике принято называть АЭС один работающий реактор. Иными словами, ЛАЭС-1 в Сосновом Бору под Санкт-Петербургом, где находится четыре реактора РБМК-1000, — это четыре АЭС согласно принятой терминологии.

Разработка и строительство энергетических реакторов потребовали решения двух сложных проблем: радиационной и общей безопасности реактора. Конечно, эти проблемы существовали и при строительстве реакторов для наработки плутония, однако строительство гражданских объектов без их решения было просто невозможно. Что касается радиационной безопасности, то здесь основными проблемами являются защита персонала и окружающей среды от проникающих излучений (потоков нейтронов и у-квантов) и попадание продуктов деления и активации в окружающую среду. Первую проблему удалось решить довольно просто путем строительства толстых железобетонных стен, перекрытий и защит, практически полностью поглощающих излучения.

Несравнимо более сложной является задача удержания радионуклидов. У радионуклидов есть два пути распространения: по воздуху и с теплоносителем. Попавшие в воздух рабочих помещений радионуклиды удаляются затем из здания системой вентиляции. Основная трудность связана здесь с радионуклидами благородных газов — криптона и ксенона. При делении их образуется много. Они относительно легко диффундируют через различные преграды и их приходится собирать в специальные емкости — газгольдеры. По мере того, как одни газгольдеры наполняются, подключаются пустые. После выдержки, в течение которой основная масса короткоживущих радионуклидов распадается, оставшиеся выпускаются в атмосферу и газгольдер готов для приема новой партии радионуклидов. Радионуклиды благородных газов вносят вклад только во внешнее облучение человека и животных, причем этот вклад мал по сравнению с другими.

Существенные радиоэкологические проблемы связаны с загрязнением теплоносителя радионуклидами. Рассмотрим самый распространенный теплоноситель — воду. Любая вода, даже дистиллированная, содержит в себе какое-то количество практически всех элементов. Внутри активной зоны примеси активируются под действием нейтронов. Кроме того, протекая по трубам, вода чуть-чуть их растворяет и растворенные таким образом металлы также активируются. Воздействие нейтронов на трубопроводы усиливает коррозию. Все это еще больше загрязняет теплоноситель продуктами активации. Несмотря на то, что корпуса твэлов делают очень тщательно из дорогих, коррозионно устойчивых сплавов, в них могут быть микротрещины^[3], через которые продукты деления проникают в теплоноситель. Во время работы в среде, где при высоких температурах действуют интенсивные потоки нейтронов, могут развиваться микротрещины и появляться новые. Этим путем небольшая часть продуктов деления всегда оказывается в теплоносителе.

В промышленных реакторах такая вода просто сбрасывалась в гидросферу. В Хэнфорде (США) это все поступало в достаточно многоводную реку, которая к тому же скоро впадает в Тихий океан. Поэтому экологические последствия такой деятельности для людей и наземной биоты были не столь печальны, как на советских объектах такого же назначения.

Создание энергетических реакторов потребовало решения имеющихся здесь проблем. Рассмотрим, как это реализуется. В одноконтурных, так называемых, кипящих ядерных реакторах при прокачивании воды через активную зону образуется слаборадиоактивный пар, который затем поступает на турбину.

Для того чтобы ограничить возможность распространения радионуклидов, используется двухконтурная система теплопередачи. В ней теплоноситель, циркулируя по замкнутому первичному контуру, поступает в парогенераторы, отдает теплоту¹ для выработки пара во вторичном нерадиоактивном контуре и далее направляется обратно в реактор. Эта замкнутая система трубопроводов называется первым контуром. Образующиеся в активной зоне радионуклиды не попадают во внешнюю среду^[4][5]. Такая система с замкнутым первым контуром в экологическом плане, несомненно, предпочтительна.

В парогенераторах теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает теплоту воде второго контура. Второй контур — нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму. Насыщенный пар, образовавшийся в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток. В системе охлаждения конденсаторов турбин используются как башенные градирни, так и водохранилища-охладители (рис. 8.10).

Применение воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов позволяет получить в лучшем русском реакторе в 2000—2010 гг. — ВВЭР-1000 отрицательный температурный коэффициент реактивности, определяющий стабильность и саморегулируемость реактора. Из рис. 8.10 непосредственно следует, что экологи должны уделять.

внимание в первую очередь водохранилищу, куда сбрасывается вода из системы охлаждения конденсаторов турбин.

Рис. 8.10. Технологическая схема АЭС с реактором ВВЭР-440 или ВВЭР-1000.

Активная зона водо-водяных реакторов всегда находится внутри мощного стального, герметически закрывающегося корпуса. Для реакторов с тепловой мощностью > 3 ГВт корпус — это огромная цельнолитая стальная конструкция, исключительно сложная в изготовлении. Ее стоимость составляет заметную часть от стоимости всей АЭС^[6].

Некоторые параметры основных российских реакторов приведены в приложении 18. В энергетике как таковой стоимость производимой электроэнергии уменьшается при увеличении единичной мощности генерирующих установок, а также и при отказе от дорогостоящих элементов. Только с большими оговорками последнее применимо к АЭС такой богатой энергоресурсами страны, как Россия. Тем не менее в СССР были построены АЭС на базе широко применявшихся для военных целей реакторов с графитовым замедлителем, охлаждаемых обычной водой. Эти бескорпусные реакторы получили название «РБМК-1000», реакторы большой мощности канальные. В СССР реакторами этого типа были оснащены ЛАЭС, ЧАЭС, Курская, и Смоленская АЭС. РБМК- 1500 работали на Игналинской АЭС.

Слово «канальный» обозначает, что давление воды поддерживается независимо в каждом из 1693 каналов, расположенных в огромной кладке из графитовых блоков. Пар в РБМК образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину, т. е. отсутствует как второй контур, так и корпус реактора.

После пуска электростанции в Колдер Холле атомной энергетике в мире стали уделять все больше внимания. К 1970 г. суммарная энергетическая мощность установленных ядерных реакторов во всем мире составила —20 ГВт. Далее производство электроэнергии на АЭС возрастало со скоростью до 20% в год¹, но затем темпы упали и к 1990 г. составили не более 2% в год. Положение дел в этой отрасли промышленности представлено на рис. 8.11. Скачок вниз в 2012 г. связан с аварией на АЭС Фукусима 1.

В 2010;ые гг. во всем мире работало примерно 445 АЭС (т. е. 445 реакторов^{1[7][8]) с суммарной установленной электрической мощностью —367 ГВт_электр. Из 2410 ТВт-ч электроэнергии, произведенной в 2014 г., на долю России приходится 169 ТВт-ч. Видимо, на период до 2020 г. в этом плане не будет серьезных изменений, и АЭС будут поставлять — (12—16) % от мирового производства электроэнергии.}

Рис. 8.11. Производство электроэнергии на АЭС.

Практически важной характеристикой является кампания ядерного реактора, т. е. время его работы с данной загрузкой топлива. Это время желательно иметь возможно большим, однако его продолжительность ограничена некоторым минимальным значением критической массы (запасом реактивности). Чем выше обогащение топлива ²³⁵U, тем больше может быть сделан запас реактивности. Однако в результате деления ядер вместо одного атома образуются два новых, суммарный объем которых примерно в 2 раза больше исходного. Возрастанию объема облученного топлива препятствует жесткое ограничение всего объема — внутренним объемом твэла. К существенным внутренним перенапряжениям в стенках твэла приводит и образование газообразных продуктов деления.

Твэлы по завершении кампании должны выгружаться из активной зоны, но это станет невозможным в случае их деформации. Поэтому срок их службы в ядерном реакторе должен определяться их стойкостью по отношению к разрушительному воздействию накапливающихся продуктов деления и радиации. Соответственно, кампания реактора должна определяться прежде всего указанной стойкостью тепловыделяющих блоков, а начальный запас реактивности должен быть таким, чтобы он полностью истощался к моменту смены топлива в реакторе. В противном случае по окончании кампании из реактора будет выгружаться лишнее количество неиспользованного делящегося материала. Это невыгодно и экономически, и экологически, так как приводит к увеличению объема высокоактивных веществ и дополнительному воздействию на биосферу.

Накопление продуктов деления определяется полным энерговыделением в активной зоне реактора. В отличие от энерговыделения на один акт деления при ядерном взрыве, в случае реактора на один акт деления следует учитывать энергию 3-и у-излучения продуктов деления (кроме продуктов деления с периодом полураспада свыше трех лет). Мощность энерговыделения в 1 Вт обеспечат ЗД-10¹⁰ делений-cr^[9]. Полное деление 1 г урана сопровождается высвобождением 1 МВт-сутки энергии и образованием около 1 г продуктов деления. Следовательно, число выработанных мегаватт-суток тепловой энергии приблизительно равно числу граммов образовавшихся продуктов деления. Полная масса загруженного в реактор урана также известна. Поэтому количество накопившихся продуктов деления выражают в специфических единицах МВт-сутки/т — количеством мегаватт-суток энергии, выделившейся в тонне топлива.

Допустимая глубина выгорания определяется и свойствами материала делящегося вещества. Для металлического урана она составляет 3—3,5 (кг продуктов деления)-т^-1 (3000—3500 МВт-сутки/т), а для оксида урана — пористой керамики — это значение составляет 20—30 кг-т^-1. Конечно, не все продукты деления обусловлены ²³⁵U. Здесь есть существенный вклад от ²³⁸U и изотопов плутония. Следовательно, ²³⁵U расходуется меньше, чем получается продуктов деления. Чем выше допустимая глубина выгорания, тем больше длительность кампании реактора и тем экономичнее ядерная энергетическая установка с заданным топливом. На рис. 8.12^[9] приведена зависимость от времени активности 1 т. ОЯТ с глубиной выгорания —33 ГВт-сутки/т.

Таким образом, мы научились определять важнейшие экологические характеристики производства электроэнергии на АЭС — количество нарабатываемых за год продуктов деления и активность возникающего отработанного ядерного топлива. По многим причинам отдельно учитывают и количество наработанного плутония.

Рис. 8.12. Зависимость от времени активности 1 т ОЯТ^1.

Атомные электростанции России выработали в 2014 г. —19 ГВттод электроэнергии. Это значит, что в них за счет деления выделилось —58 ГВттод тепловой энергии. Мы знаем теперь, что освобождение 1 ГВттод тепловой энергии обусловлено делением— 365 кг урана и что КПД АЭС —33%. Следовательно, производство 19 ГВттод электроэнергии в 2014 г. сопровождалось образованием в России —21т продуктов деления. Если взять конкретную АЭС, например, ЛАЭС, то на ней было выработано —3 ГВттод электроэнергии, что привело к образованию —3,3 т продуктов деления. Таким образом, огромное количество нуклидов должно неопределенно долго храниться на этой станции. Количество плутония на всех АЭС в мире возрастает на —60 т в год.

• [1] Чикагский реактор был собран из 45 т урана и 450 т графита и первоначальноработал на мощности 200 Вт (КА =1,0006). Московский реактор — 50 т урана и 500 тграфита при мощности —10 кВт. Реакторы не имели принудительного отвода теплоты, поэтому их мощность приходилось ограничивать.
• [2] В реакторах на тепловых нейтронах это обычная (легкая) вода, тяжелая вода илигазы (Не или С02). В реакторах на быстрых нейтронах это жидкие металлы.
• [3] Согласно техническим нормам, определенная доля твэлов при загрузке можетиметь микротрещины.
• [4] Плотность тепловыделения в энергетических ядерных реакторах огромна — онаможет быть > 100 кВт на 1 л в активной зоне.
• [5] Первичный контур, содержащий радионуклиды в теплоносителе, обычно размещается внутри бетонной защиты.
• [6] Корпус реактора ВВЭР-1000 включает верхний блок и представляет собой сосуд поддавлением с размещенными в нем внутрикорпусными устройствами и активной зоной. Активную зону реактора охлаждают четыре петли с теплоносителем. Для предотвращения серьезной аварии в случае обезвоживания активной зоны смонтирована система, позволяющая быстро залить активную зону водным раствором борной кислоты и прекратить цепную реакцию. Средняя удельная энергонапряженность зоны — 109 кВт-л-1.
• [7] Это привело в 1979—1980;х гг. к фантастическим оценкам мощности всех АЭСв мире в 2000 г. на уровне —4000 ГВт электроэнергии.
• [8] Установилось подобие равновесия между количеством выводимых из эксплуатации реакторов и вновь строящихся.
• [9] Источник: Cogema.
• [10] Источник: Cogema.