Энергетика: настоящее и будущее - Атомные электростанции

Глава 6 

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ —  БЛИЖАЙШЕЕ
БУДУЩЕЕ ЭНЕРГЕТИКИ
Зарождение атомных электростанций

При расщеплении атомного ядра урана- 235 выделяется большое количество энергии в виде тепла. Ученые решили использовать это тепло, превращая его в электрическую энергию. Для этой цели был создан атомный реактор (котел), где происходит расщепление атомного ядра и использование выделяемого тепла для превращения воды в пар. Однако водяной пар, производимый в атомном реакторе, имеет радиоактивные частицы, которые могут представлять опасность для обслуживающего персонала. Поэтому теплоноситель из реактора целесообразно направлять в испаритель, причем во второй контур испарителя подается химически чистая вода, которая превращается в пар и затем поступает по трубопроводам в обычную тепловую турбину. Пар второго контура не имеет радиоактивных веществ, т. е. безвреден для персонала.
Далее осуществляется цикл превращения тепловой энергии в электрическую, как в традиционной тепловой электростанции. На этом принципе была создана первая в мире атомная электростанция (АЭС) в 1954 г. Мощность этой АЭС была весьма скромной — 5 тыс. кВт, экономический ее уровень значительно уступал крупным тепловым электростанциям, работающим на угле, мазуте или природном газе.
Первая АЭС, однако, сыграла огромную роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих атомных электростанций. Главное состояло в том, что впервые в мировой истории была доказана возможность производить электрическую энергию на основе расщепления ядра урана, а не за счет использования тепла при сжигании минерального топлива или использовании гидравлической энергии.
В отличие от тепловых энергетических установок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей (изотопов) — урана- 235 и урана-238. При этом доля урана-238 равна 99,3%, а урана-235 —только 0,7%. На первом этапе было освоено использование только атомов урана-235, которые распадаются на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов, т. е. нейтронов с относительно малой энергией. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторами, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 до 3—5%, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде.
Реакторы, работающие на уране-235, получили название реакторов, работающих на тепловых, или медленных, нейтронах.
В последующем были созданы реакторы на так называемых быстрых нейтронах (бриддеры). Их особенность состоит в том, что в процесс деления вовлекается и уран-238. Об этих реакторах мы расскажем позже.
Пока же развитие атомных электростанций в СССР и за рубежом идет в настоящее время по пути создания мощных реакторов на тепловых нейтронах.
В табл. 15 приведены сравнительные данные по производству электроэнергии на атомных электростанциях в СССР и ряде капиталистических стран за 1970 и 1975 гг. Эти данные показывают, что доля АЭС в производстве электроэнергии во всех странах за последние пять лет, с 1970 по 1975 г., заметно возросла. Более того, в связи с нарастающим дефицитом минерального топлива во всех промышленно развитых странах строительство атомных электростанций начинает опережать темп развития тепловых электростанций.
Установленная мощность атомных электростанций в нашей стране к началу 1978 г. достигла 8,2 млн. кВт. За период девятой пятилетки атомными электростанциями было выработано 60,8 млрд. кВт-ч, что позволило сократить расход органического топлива тепловыми электростанциями примерно на 21 млн. т в условном исчислении.
В табл. 16 приведены данные действующих в СССР АЭС на начало 1978 г., а в следующей табл. 17 дан перечень крупнейших АЭС мира на начало 1976 г.
В Советском Союзе строительство АЭС базируется на корпусных реакторах с водой под давлением типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах типа РБМК (реактор большой мощности — кипящий).

Таблица 15
Производство электроэнергии на АЭС в 1970—1975 г.

Таблица 16
Действующие АЭС в СССР на начало 1978 г.

Таблица 17
Крупнейшие АЭС мира

Принцип работы этих атомных реакторов одинаков — внутри реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Сам ТВЭЛ состоит из металлической трубки из сплава циркония, заполненной смесью урана-235 и 238. В реакторе ВВЭР все ТВЭЛЫ помещены в стальной корпус, заполненный водой, которая непосредственно соприкасается с трубками ТВЭЛов и охлаждает их. Тепло атомного реактора нагревает воду под высоким давлением, которая становится также несколько радиоактивной. Поэтому эта вода направляется в промежуточный парогенератор, где вода второго контура превращается в пар, направляемый в турбину.
Реактор РБМК заполнен графитом (блоками), внутри которых сделаны отверстия. В эти отверстия помещаются тонкостенные трубы — рабочие каналы — из циркония, в которых устанавливаются ТВЭЛы. Через трубы циркулирует вода под высоким давлением, которая отводит тепло от ТВЭЛов и при этом частично испаряется. Этот тип реактора, таким образом, канальный. По своей схеме он аналогичен водотрубным паровым котлам. В отличие от этого реактор ВВЭР, в котором под высоким давлением находится корпус больших размеров со всеми ТВЭЛами, называется корпусным.
В настоящее время АЭС с корпусными реакторами ВВЭР в мире получили наибольшее распространение.
Использование обычной воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов значительно упрощает технологическую схему активной зоны реактора.
Нововоронежская АЭС была первой АЭС, где устанавливались энергетические реакторы типа ВВЭР. Первый реактор Нововоронежской АЭС был введен в работу в сентябре 1964 г. В последующие годы на этой АЭС были созданы еще три блока такого же типа, а общая мощность АЭС возросла до 1455 тыс. кВт. До 1980 г. на Нововоронежской АЭС будет введен также первый наиболее мощный блок электрической мощностью 1000 МВт с реактором ВВЭР-1000.
Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются: корпус высокого давления, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной «корзине». В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм.
Циркуляция теплоносителя первого контура осуществляется с помощью главных циркуляционных Насосов производительностью 6500—7000 м³/ч при напоре 4,5 атм.
Нагретая вода из реактора по трубопроводу поступает в первый контур парогенератора, нагревает воду второго контура и превращает ее в сухой насыщенный пар (второй контур). Парогенератор представляет собой большой цилиндр горизонтального типа с U-образными трубами из нержавеющей стали с внутренним диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм. Сухой насыщенный пар (второй контур) по паропроводам подводится к турбине мощностью 220 МВт. Процесс управления интенсивностью тепловыделения в реакторе происходит путем регулирования деления атомов урана-235. Технически это осуществляется введением в активную зону или извлечением из нее стержней из материала, поглощающего нейтроны. Стержни из карбида бора, сильно поглощающие нейтроны, размещены тоже в кассетах, общим числом 73 или 37. К их верхнему концу присоединены штанги, связанные с электромеханической системой управления и защиты реактора.

Энергетические блоки с реактором ВВЭР-440 оборудованы системами, которые обеспечивают радиационную безопасность персонала и окружающей среды. Систематические замеры показали, что концентрация радиоактивности в районе Нововоронежской АЭС находится на уровне естественного фона. Аналогичные установки использованы и на ряде других АЭС в Советском Союзе и в странах — членах СЭВ.