возмужала и вышла на широкую дорогу промышленного производства
электрической энергии во многих странах мира — Советском Союзе, США,
Англии, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, Чехословакии, ГДР,
Болгарии, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и др. |На январь
1981 г. во всем мире введено более 250 атомных электростанций (блоков)
установленной мощностью около 140 млн. кВт. Ни одна отрасль техники не
развивалась так быстро, как ядерная энергетика. Обычным электростанциям
понадобилось 100 лет, чтобы достичь такого уровня инженерной техники и
эксплуатации, какого достигла уже к 1975 г. ядерная энергетика.
Ученые-атомщики, руководители соответствующих фирм и ведомств по-разному
представляют развитие ядерной энергетики, но в одном они сходятся: у нее
хорошие перспективы и в недалеком будущем на какое-то время она станет
одним из основных источников получения энергии, в том числе электрической.
Предполагается, что уже в 1985 г. рост атомно-энергетических мощностей в
мире достигнет 300 млн. кВт (некоторые эксперты считают эту цифру
завышенной, учитывая энергетический кризис и некоторые политические
обстоятельства). На Х конгрессе Международной энергетической конференции в
Стамбуле в сентябре 1977 г. суммарная мощность АЭС в мире к 2000 г.
определялась в 1300—1650 млн. кВт. По новым прогнозам зарубежных ученых,
удельный вес мировой ядерной энергетики к 2000 г. достигнет 25—30% (и даже
40%) общей выработки электрической энергии в мире. .Такому росту ядерной
энергетики способствует ряд обстоятельств:
с одной стороны — уменьшение природных запасов органического топлива
(газа, нефти, а во многих экономических районах и угля), их повышенная
сернистость, зольность, вызывающая загрязнение окружающей среды при
сжигании этих видов топлива, резкое удорожание и сложность их добычи и т.
д., с другой — постоянный рост потребности человечества в топливе и
электроэнергии. При истощении запасов органического топлива использование
ядерного топлива (урана, тория и плутония) — пока единственный реальный
путь надежного обеспечения человечества так необходимой ему энергией. Как
известно, при делении ядер урана и плутония выделяется огромное количество
энергии, использование которой позволяет создавать крупные АЭС
промышленного типа.
Уран широко распространен в природе, но богатых по содержанию залежей
урановых руд (как, скажем, железа или угля) нет. Промышленные
урансодержащие руды имеют очень небольшую концентрацию: 0,1-0,5% и даже
меньше 0,08-0,05%. Правда, встречаются богатые, уникальные месторождения с
содержанием до 10%, но их очень мало и запасы урана в них сравнительно
невелики. В земной коре урана много, но он почти весь находится в
рассеянном состоянии и не в собственно урановых, а в урансодержащих
минералах, где он изоморфно замещает торий, цирконий, редкоземельные
элементы. Уран содержится и в гранитах, и в базальтах, но концентрация его
там настолько мала (4-10~4 и 1-10~*% соответственно), что извлечение станет
возможным только в очень отдаленном будущем. Однако эти микроколичества
представляют собой грандиозную цифру: 300 тыс. Q (=3-1014 кВт-ч). По
некоторым прогнозам, запасы урана и тория в земной коре могут обеспечить
человечество энергией на протяжении 3 млрд. лет при ежегодном потреблении З-
Юккал.
Поиск урана, и, главное, определение его запасов как очень ценного и
важного стратегического сырья проводится во многих странах мира. В
капиталистических странах первые три места по запасам и содержанию урана в
рудах занимают Канада, ЮАР и США. По добыче первое место занимают США,
второе Канада, третье ЮАР. В природе есть один-единственный изотоп урана,
который может поддерживать цепную реакцию деления ядра урана — это уран-
235. В одном акте деления ядра урана выделяется энергия на один атом в 200
млн. раз большая, чем при любой химической реакции. Если бы все изотопы в 1
г урана подверглись делению, то выделилась бы энергия в 20 млн. ккал, что
соответствует 23 тыс. кВт-ч тепловой энергии. Однако в природном Уране
очень трудно получить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, так как
делящийся изотоп уран-235 в нем содержится в незначительном
количестве—всего 0, 71%, а остальные 99, 29% составляет неделящийся изотоп
уран-238. Поэтому создаются специальные устройства — ядерные котлы,
реакторы, в которых при определенных контролируемых условиях происходит
самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. Такие
реакторы, имеющие в своем составе ядерное топливо (горючее), специальные
виды замедлителя нейтронов, отражатель и охладитель, позволяют из
неделящихся изотопов урана-238 или тория-232 получать делящиеся изотопы
урана-233 и новый вид ядерного топлива — плутоний-239, которые затем могут
быть использованы в качестве ядерного горючего.
Именно в образовании новых дополнительных количеств делящихся изотопов
(а не только в израсходовании загруженного в реактор топлива) заключается
исключительная ценность и специфическая особенность ядерного горючего.
Кроме обычного воспроизводства, возможно так называемое расширенное, при
котором образующегося ядерного горючего получается больше, чем его
потребляется (отношение числа получающихся атомов делящегося вещества к
числу потребленных называется коэффициентом воспроизводства). С помощью
процесса воспроизводства ядерного горючего (за счет неделящихся изотопов
урана или тория) можно во много раз увеличить мировые запасы ядерного
горючего, что и пытаются осуществить введением в эксплуатацию реакторов на
быстрых нейтронах.
Чтобы в системе, в данном случае в ядерном реакторе, содержащей
делящиеся изотопы, например уран-235, могла поддерживаться цепная реакция,
необходимо выполнение ряда условий. Во-первых, масса делящегося вещества
должна быть не меньше критической, т. е. система должна содержать уран-235
в количестве, достаточном для того, чтобы в среднем один нейтрон из числа
получающихся при каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт
деления, прежде чем он покинет систему. Во-вторых, система, содержащая
ядерное топливо, должна быть окружена материалом, который как бы улавливает
выходящие из нее нейтроны и возвращает их обратно, т. е. отражает. Вообще в
природе не существует материала, отражающего нейтроны непосредственно в
обратном направлении. Механизм работы отражателя состоит в том, что
попадающие в него нейтроны беспорядочно движутся по искривленным
траекториям и, не испытывая захвата со стороны атомов отражателя, в конце
концов частично (в идеальном случае до 50%) попадают обратно в активную
зону. Третье условие — это снижение вредного захвата нейтронов в
неделящихся материалах системы, которые непосредственно не участвуют в
цепной реакции, но их ядерные характеристики таковы, что требуют
оптимального решения в выборе соответствующих материалов с точки зрения
сохранения нейтронов.
И, наконец, одним из важнейших условий осуществления полностью
контролируемой цепной реакции деления ядер атомов служит наличие средств
управления ею, т. е. регулирования ее хода и скорости прохождения.
Природа размножения нейтронов и короткое время их жизни (немногим больше
10 мин) обусловливают практически мгновенное изменение скорости реакции
даже при ничтожном изменении одного из параметров. Проблема регулирования
процесса, происходящего в ядерном реакторе, сводится к оперативному
управлению ходом физической реакции, к мерам по поддержанию реактора
возможно дольше в рабочем состоянии и к мерам аварийной защиты реакторной
системы. При этом необходимо поддерживать реактивность реактора на заданном
уровне. Если число возникающих нейтронов превышает число поглощаемых, то
мощность реактора растет, т. е. реактивность положительна. Если число
возникающих нейтронов меньше числа поглощаемых, мощность реактора падает,
т. е. реактивность отрицательна. Если число возникающих и поглощающих
нейтронов одинаково, реактивность реактора равна нулю, т. е. реактор
работает в стационарном установившемся режиме и его мощность неизменна.
"Особое значение в энергетических реакторах имеет теплоноситель как
средство охлаждения реактора и переноса тепла из его активной зоны, которое
в конечном итоге превращается в генерируемую реакторной системой энергию.
С теплоносителем связаны особые проблемы, поскольку это единственный
элемент в реакторе, который постоянно присутствует в движении как внутри
активной зоны реактора, так и вне его. Контактируя с активной зоной,
теплоноситель сам становится радиоактивным, поэтому большинство систем
энергетических реакторов имеет два или даже три замкнутых циркуляционных
контура. Например, при двухконтурной тепловой схеме первичный теплоноситель
забирает тепло от реактора и через парогенератор передает его вторичному
теплоносителю, будучи связанным с жидкостью второго контура не прямо, а
только через так называемое трубное пространство. Таким образом
радиоактивная жидкость первого контура полностью изолируется от второго,
передающего тепло (пар необходимых параметров) турбинам. Исключение
составляют реакторные системы с замкнутым контуром, у которых первичный
теплоноситель (газ или водяной пар) непосредственно приводит в действие
турбины
Для защиты от нейтронов, гамма-излучений и высокой температуры в системе
используются специальные материалы, такие, как сталь (в том числе
нержавеющая), свинец, обычный бетон или бетон с содержанием окислов железа
(тяжелый) и т. д. , которыми окружают реактор. Интенсивность гамма-
излучения ядерного реактора настолько высока, что охлаждение «защиты»,
поглощающей это излучение, вызывает серьезные затруднения. Расположенные
ближе к центру реактора защитные средства для отвода тепла часто снабжаются
каналами, по которым протекает теплоноситель. Во внешней части защиты часто
применяют тепловой экран. Последний слой защиты предусматривает снижение
уровня излучения до величины, не приносящей вреда здоровью человека, — это
так называемая биологическая защита
Все внутренние конструктивные элементы реактора (в том числе активная
зона) заключены в прочно - плотный стальной корпус, который должен
выдерживать внутреннее давление более 100 ат., чтобы при взрыве системы не
произошло разрыва и выброса радиоактивных продуктов деления во внешнюю
среду.
В настоящее время в мире существует большое количество реакторных
систем. Теория и практика ядерных реакторов движется по линии
усовершенствования, улучшения уже освоенных типов и создания новых видов
ядерных энергетических реакторов, применения новых видов теплоносителей,
замедлителей нейтронов, новых видов материалов для оболочек тепловыделяющих
элементов (твэлов) и т. д.
Классификация ядерных реакторов, имея в виду их разнообразие, уже
достаточно ясно вырисовывается. По размещению ядерного топлива различаются
реакторы гетерогенного и гомогенного типов. В гетерогенных реакторах,
получивших наибольшее распространение, ядерное горючее расположено в
замедлителе в виде отдельных блоков. В гомогенных ядерное топливо находится
в виде жидкости, раствора или мелко размельченного порошка, которые
полностью смешиваются с твердым или жидким замедлителем. Ядерные реакторы
также различаются по спектру нейтронов (тепловые, быстрые и промежуточные),
по видам замедлителей (тяжелая вода, обычная вода, графит, органика, гидрид
циркония), по видам теплоносителей (тяжелая вода, обычная вода, органика,
газ, жидкий металл, в том числе натрий, и т. д.). Возможны также различные
комбинации между ними.
В настоящее время в разных странах мира для получения электроэнергии
преимущественно используются энергетические реакторы на тепловых нейтронах
как более простые и освоенные. В перспективном плане ядерной энергетики и
строительства АЭС основное внимание отводится реакторам на быстрых
нейтронах, которые не только обеспечивают себя ядерным топливом, но и
накапливают его. Источниками нейтронов могут быть ускорители заряженных
частиц, различные генераторы, ядерные реакторы и др. В ядерной энергетике
используются реакторы — один из мощнейших источников нейтронов.
Использованная литература:
1. «Ядерная энергетика», А. М. Петросянц.
2. Большая советская энциклопедия.
Страницы: 1, 2
