теплоэнергетика

11.1.3. Цепные реакции деления ядерных топлив

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 г. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 г.. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко – единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 по производству плутония, а 27 июня 1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах – замедлителях – в воде, тяжелой воде, бериллии, графите и др.

Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712 % 235U, делящегося при захвате тепловых

181

нейтронов. Остальную массу составляет 238U, который обладает большим сечением захвата тепловых нейтронов, поэтому осуществить цепную реакцию с ними можно только при тщательном расчете системы топливо – замедлитель в реакторах очень больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в него 235U.

Энергия связи нуклона в ядре 235U равна примерно 7,5 МэВ. Проникновение в ядро нейтрона, несущего энергию, равную или большую энергии связи, может привести к распаду ядра урана 235U и появлению осколков деления, которые представляют собой радиоактивные ядра химических элементов. Таким образом, при делении ядра 235U образуются осколки деления, которые будучи положительно заряженными, как и вообще ядра всех химических элементов в природе, отталкиваются друг от друга под действием кулоновских сил и разлетаются с высокой скоростью, унося из точки деления энергию, рожденную при распаде, в виде кинетической энергии. Кроме этого, энергия деления уносится также и другими продуктами деления, как показано в табл. 11.1.

Одним из продуктов деления являются нейтроны. Они вызывают последующий акт деления, что и является основой механизма осуществления самоподдерживающей цепной реакции деления ядерного топлива.

Рис 11.1. Схема цепной реакции деления в ядерном топливе

Реакцию деления в общей форме можно записать так:

182

Символ n означает нейтрон, а А1 и А2 – два осколка деления, представляющие собой радиоактивные многократно ионизованные атомы различных элементов из средней части периодической таблицы Д.И. Менделеева.

Схема реализации такого процесса в массе ядерного топлива представлена на рис. 11.1. В среднем за каждый акт деления 235U испускается (2,5 ± 0,1) нейтрона.

Ядерные реакторы, использующие в реакциях деления в основном медленные нейтроны, называются тепловыми. Однако одновременно в процессе принимает участие и 238U, и он тоже может испытывать деление, но энергия набегающих нейтронов при этом должна быть гораздо выше, чем для урана235U. Такие ядерные реакторы, где специально организуется деление 238U, называются быстрыми. Если нейтрон поглощен ядром урана238, но деления не происходит, то образуется плутоний-239, который может быть в дальнейшем использован как топливо в тепловых реакторах. Большинство действующих в настоящее время в мире атомных электростанций работают на тепловых реакторах.

Таблица 11.1. Энергетический баланс деления ядра урана-235

Принципиальным отличием способа получения энергии на атомной электростанции от тепловой, использующей органическое топливо, является то, что процесс горения на традиционной электростанции затрагивает лишь электронные оболочки взаимодействующих в процессе химических реакций атомов, а на атомной электростанции генерация энергии происходит на уровне ядер атомов. Это, конечно, совершенно иной, более высокий уровень техники и требует соответствующих, более глубо-

183

ких инженерных решений и более высокой организации технологических процессов на электростанции. Но, соответственно, и количество получаемой при этом энергии намного больше: 1 тонна ядерного топлива эквивалентна 84 000 тонн угля.

Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлических блоков, отличающихся высокой эффективностью использования нейтронов, хорошей теплопроводностью и высоким сопротивлением термическим ударам (внезапным изменениям теплового режима при включении и выключении реактора). Но твердое металлическое ядерное топливо имеет и ряд недостатков: низкую температуру плавления (tпл = 1 133°С), малую прочность; испытывает фазовые превращения при температуре до 600°С, что не позволяет применять его в реакторах большой удельной мощности. Для устранения этих недостатков разрабатывают различные виды керамического ядерного топлива – дву-

окись урана UО2 (tпл = 2 800 °С), карбид урана UC (tпл = 2700 °С), силицид урана USi2 (tпл = 1700 °С) и др.

11.2. Классификация ядерных реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами.

По классификации МАГАТЭ различают следующие типы реакторов:

Водо-водяной ядерный реактор (pressurized water reactors или PWR) – реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов – с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов – PWR. Еще один термин для обозначения этого типа реакторов – легководный реактор. В нем для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода H2O. Этот термин используется для отличия от тяжеловодного реактора, в котором в качестве замедлителя нейтронов используется тяжёлая вода D2O.

Другой тип водо-водяных реакторов – кипящий. Общее назва-

ние таких реакторов – BWR (boiling water reactor).

Третий тип реакторов – графито-водный (light water graphite reactor или LWGR) – гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя обычную воду.

Четвертым типом реакторов является реактор-размножитель

184

на быстрых нейтронах (fast breeder reactor или FBR), использующий для поддержания цепной ядерной реакции быстрые нейтроны, а в качестве теплоносителя и замедлителя – жидкий металл (чаще всего жидкий натрий) и позволяющий в процессе ядерной реакции получать дополнительное ядерное горючее.

Пятый тип реактора – это газоохлаждаемый реактор (gascooled reactor или GCR), использующий в качестве теплоносителя газообразные вещества.

Шестой тип реактора – тяжеловодный реактор (pressurised heavy water reactor или PHWR), который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O – тяжёлую воду.

Наиболее распространёнными в мире являются водоводяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

-РБМК (реактор большой мощности, канальный) – графитоводный реактор на тепловых нейтронах;

-ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах корпусного типа;

-БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

Рассмотрим основные конструктивные особенности и технологические параметры ядерных реакторов, эксплуатирующихся на АЭС России и планируемых к установке.

11.3. Реактор большой мощности, канальный РБМК-1000

11.3.1. История создания и эксплуатации

Реактор большой мощности канальный (РБМК) – серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор – канальный, гетерогенный, уранграфитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кгс/см².

Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 (“Атом Мирный”), Обнинская АЭС, 1954 г.) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Отработка технологий уран-графитовых реакторов вырабатывалась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых помимо «военных» изотопов вырабатывалась электроэнергия, а тепло использовалось для отопления близлежащих городов.

185

С 1960-х гг. в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа будущего РБМК. Некоторые конструкторские решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 г.) и АМБ-2 (1967 г.), установленных на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х гг. и опиралась в значительной мере на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в следующем:

максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;

отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;

состоянии промышленности и строительной индустрии

СССР;

многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

Вцелом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов – (сплавов циркония) и с новой формой топлива (металлический уран был заменён его диоксидом), а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой – для производства электрической и тепловой энергии. В 1966 г. главой Минсредмаша Е.П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70км по прямой к западу от Ленинграда в 4км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 г. проектное задание было закончено. 29 ноября 1966 года Советом Министров СССР принято постановление

№800 – 252 о строительстве первой очереди ЛАЭС. Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 г. на Ленинградской АЭС.

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. При разработке второй очереди Ленинградской АЭС в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надежность и безопасность АЭС, а также увеличить ее экономический потенциал. При строитель-

186

стве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 (рис. 9.4)второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС – 8 энергоблоков). В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет. Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 %.

До аварии на Чернобыльской АЭС в СССР существовали обширные планы строительства таких реакторов, однако после аварии планы по сооружению энергоблоков РБМК на новых площадках были свернуты. После 1986 г. были введены в эксплуатацию два реактора РБМК: РБМК-1000 Смоленской АЭС (1990 г.) и РБМК-1500 Игналинской АЭС (1987 г.). Ещё один реактор РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС находится в стадии достройки (~70-80% готовности). Окончательное решение о продолжении строительства этого энергоблока в настоящее время не принято. После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям отечественным и зарубежным АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день высокий уровень безопасности РБМК подтверждён на национальном уровне, а также международными экспертизами. Развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах МКЭР (многопетлевой канальный энергетический реактор).

Условные обозначения к рис. 11.4: 1 – турбинный сепаратор; 2 – мостовой кран 200/30 т; 3 – ПНД № 2; 4 – паровая турбина; 5 – ПНД №1; 6 – конденсатор боковой; 7 – кран-балка; 8 – деаэратор 0,7 МПа;

9 – ионообменный фильтр смешанного действия; 10 – главный циркуляционный насос; 11 – электродвигатель главного циркуляционного насоса; 12 – кран мостовой 10/5 т; 13 – барабан-сепаратор; 14 – реактор РБМК; 15 – кран мостовой с дистанционным управлением; 16 – раз- грузочно-загрузочная машина.

187

188

Рис. 11.4. Поперечный разрез главного корпуса АЭС с реактором РБМК-1000

188

Технические характеристики работающих в настоящее время реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 и спроектированных реакторов РБМКП-2400 и МКЭР-1500 приведены в табл. 11.2.

Таблица 11.2. Характеристики реакторов типа РБМК

189

11.3.2. Конструкция РБМК-1000

Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту – 1,8 %).

Активная зона реактора представляет собой графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м 10 (рис. 11.5), изготовленный из графитовых блоков сечением 250x250 мм, выполняющих роль замедлителя. В центре каждого блока сделано вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называют технологическим каналом (рис. 11.6). Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (изготовленной из сплава циркония с ниобием (Zr + 2,5 % Nb)) части 11, расположенной в области графитовой кладки 10, и двух концевых частей 4 и 14, выполненных из нержавеющей стали. Внутри центральной части трубы подвешивается тепловыделяющая сборка(ТВС), состоящая из двух последовательно расположенных пучков (рис. 11.7). Каждый пучок состоит из 18 стержневых твэлов наружным диаметром 13,6 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной 3,5 м.

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) – нижней и верхней. В каждую сборку входят 18 стержневых твэлов.

Оболочка твэла заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение.

Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ).

190