Природоохранные технологии на ТЭС Модуль 8

Охрана окружающей среды от вредного воздействия аэс

1. Ядерный топливный цикл и его воздействие на биосферу

1.1. Ядерное топливо. Общие сведения

27 июня 1954 г. в СССР, в г. Обнинске Калужской области, была пущена первая в мире атомная электростанция. Этим была доказана возможность мирного использования энергии атомного ядра. За короткий срок атомная энергетика стала крупной отраслью хозяйства многих стран мира.Если на тепловой электростанции источником энергии является органическое топливо, то на атомной уран или плутоний. Главное достоинство атомной энергии ее энергоемкость. Например, 1 т урана по выделяемой теплоте эквивалентна 2,53 млн. т каменного угля.Мировые запасы разведанного урана позволяют обеспечить человечество ядерными энергоресурсами на многие столетия.

В связи с развитием атомной энергетики возникла проблема обеспечения безопасных условий труда персонала АЭС, а также предотвращения радиоактивного загрязнения окружающей среды. Объясняется это тем, что в процессе деления ядерного топлива в реакторе накапливается большое количество радиоактивных веществ (радионуклидов) продуктов деления урана или плутония, которые могут нанести ущерб здоровью персонала и населения в случае их неконтролируемой утечки. В этой связи при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС вопросам радиационной безопасности уделяется основное внимание.

Использование ядерной энергии на АЭС стало возможным благодаря открытию реакции деления ядер тяжелых элементов под воздействием нейтронов и созданию специальных установок ядерных реакторов для осуществления регулируемой, самоподдерживающейся цепной ядерной реакции. Каждый акт деления тяжелых ядер сопровождается поглощением одного нейтрона, появлением двух-трех новых нейтронов и, как правило, двух осколков. Полное выделение энергии за один акт примерно составляет 200 МэВ, из которой около 5 МэВ приходится на вторичные нейтроны. Следует иметь в виду, что для обеспечения цепной реакции деления не нужны сторонние нейтроны: они образуются в уране вследствие спонтанного (самопроизвольного) деления. Период самопроизвольного полураспада (Т_1/2) урана²³⁵U составляет около 10¹⁷ лет.При делении ядер урана примерно 83% энергии преобразуется в кинетическую энергию продуктов деления; 3% связано с энергией g-излучения, еще 3% уносится образующимися при делении нейтронами. Остальные 11% энергии выделяются постепенно в виде энергии b- и g-излучения в процессе радиоактивного распада ядер нуклидов, образующихся при делении.

Природный уран представляет смесь двух изотопов²³⁵Uи²³⁸U. Основным делящимся веществом является²³⁵U,содержание которого в естественном уране составляет всего 0,7%. Ядра²³⁵Uделятся под воздействием как быстрых, так и тепловых нейтронов. Что же касается ядер²³⁸U, содержание которых в природной смеси достигает 99,3%. то они делятся только под воздействием быстрых нейтронов с энергией больше1,1 МэВ. Поэтому изотоп²³⁸U является в основном поглотителем нейтронов и, следовательно, препятствует протеканию цепной реакции деления на ядрах²³⁵U. Для ее осуществления необходимо или обогатить природный уран (более чем в 10 раз увеличить содержание²³⁵U), или обеспечить в зоне реакции тепловые скорости нейтронов.

Для осуществления незатухающей цепной реакции деления необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был не меньше единицы. (Коэффициент размножения показывает, во сколько раз число нейтронов каждого последующего поколения, образующихся при делении ядер²³⁵U, больше числа нейтронов предыдущего поколения). Такие условия можно создать, если природный уран поместить в вещество, которое эффективно замедляет быстрые нейтроны, образующиеся при делении²³⁵Uдо* силовых энергий (Е»0,025 эВ). Эффективными замедлителями являются углерод (графит), тяжелая вода, бериллий или оксид бериллия. Обычная вода обладает сравнительно большим сечением захвата тепловых нейтронов, и она может быть использована в качестве замедлителя при работе реактора на обогащенном уране²³⁵U.Описанная цепная реакция используется в так называемых тепловых реакторах.

Помимо тепловых реакторов существуют реакторы на быстрых нейтронах («быстрые» реакторы). Такие реакторы не требуют замедлителя. В реакторах на быстрых нейтронах используется высокообогащенное ядерное топливо, благодаря чему образуется значительный избыток нейтронов, которые обеспечивают воспроизводство вторичного ядерного топлива, в частности плутония ²³⁹Рu. Этот процесс характеризуется коэффициентом воспроизводства, равным отношению количества накопленных нуклидов к исходным.

Прежде чем использовать природный уран в реакторе, его подвергают переработке, соответствующей типу реактора. В большинстве случаев уран обогащают изотопом²³⁵Uна заводе по разделению изотопов, затем, как правило, превращают в порошокUO₂, который спекают в топливные таблетки.

Основная часть любого ядерного реактора активная зона, образуемая загруженным ядерным топливом в виде тепловыделяющих элементов (твэлов). В ней протекает цепная реакция деления. Теплота, выделяющаяся в твэлах, отводится непрерывно циркулирующим теплоносителем.

Важная часть реактора система управления и защиты реактора (СУЗ), с помощью которой осуществляется управление работой реактора, включая запуск и выключение, в том числе и аварийное. К СУЗ относятся также специальные стержни, которые содержат вещества, сильно поглощающие нейтроны (бор, кадмий и др.). Ввод этих стержней в каналы СУЗ активной зоны приводит к останову реактора, т. е. прекращению цепной реакции деления.

Особенность реактора на тепловых нейтронах наличие замедлителя в активной зоне. Им могут быть специальные вещества, помещаемые в активной зоне, или сам теплоноситель.

В России и других странах мира промышленно освоены в основном энергетические реакторы на тепловых нейтронах со слабообогащенным или природным ураном двух типов водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), в которых вода является теплоносителем и замедлителем, и канальные энергетические реакторы с графитовым замедлителем и водой в качестве теплоносителя. Такие реакторы получили название РБМК (реактор большой мощности канальный).

Упрощенная схема АЭС с реактором типа ВВЭР приведена на рис.1. Как видно из рисунка, использование теплоты активной зоны осуществляется по двухконтурной схеме. Циркулирующая в первом контуре вода находится под давлением (12,3 МПа в ВВЭР-440 и 15,7 МПа в ВВЭР-1000). Кипение воды в первом контуре не допускается.

Полная схема ядерного топливного цикла (ЯТЦ) показана на рис.2. Из схемы видно, что до АЭС стадии цикла состоят из следующих этапов: