3.8. Атомные электростанции Физические основы получения ядерной энергии

В соответствии с уравнением Эйнштейна Е = mc², энергия любого вещества эквивалентна его массе, умноженной на квадрат скорости света. В любой реакции, протекающей с выделением энергии (тепла) происходит уменьшение массы. Относительное уменьшение массы называется дефектом массы ∆m

∆m = ( m₁ – m₂ ) / m₁ (3.10)

Теплотворная способность любого горючего вещества может быть выражена через дефект массы

Q = ∆mc² или ∆ = Q / c² (3.11)

Отсюда дефект массы при сгорании топлива составит:

для угля ∆_y =

для нефти ∆_н =

Это показывает, что дефект массы при горении органического топлива ничтожно мал, поэтому в практических расчетах им пренебрегают.

Дефект массы становится заметной величиной в ядерных реакциях: синтезе ядер легких элементов (водорода и его производных) с дефектом массы ∆ = 0,007; деления ядер тяжелых элементов (урана и его производных) с дефектом массы ∆ = 0,0009.

На рис.3.15 показана схема деления ядра урана ²³⁵U₉₂.Попадая в ядро, нейтрон увеличивает его массу, превращая в уран ²³⁶U₉₂ , и приводит его в возбужденное состояние, а затем к делению. При одном акте деления ядер урана вылетают 2 – 3 (в среднем 2,5) нейтрона, которые могут вызвать деление других ядер. Для того, чтобы поддержать цепную реакцию необходимо, чтобы число вторичных ионов было больше числа первичных и отношение числа вторичных нейтронов было n₂ к первичным n₁, называемое коэффициентом размножения нейтронов К = n₂ / n₁, было больше1.

Рис. 3.11- Реакции деления ядер урана 235.

Если все вылетевшие нейтроны попадут в ядра урана, то это вызовет лавинную цепную реакцию или взрыв. Для стабильной работы реактора необходимо, чтобы К = 1, при наборе мощности реактора К > 1, снижении мощности К < 1.

Для протекания ядерных реакций необходимо, чтобы масса урана была больше критической. Пир массе, меньшей критической, ядерная реакция не протекает. Следовательно, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе масса вещества больше критической, однако в атомной бомбе производится однократный нерегулируемый взрыв, а в атомном реакторе протекает регулируемая цепная реакция с коэффициентом размножения несколько большим 1 (К = 1,006).

Ядерные реакторы

В настоящее время на атомных электростанциях применяются следующие типы ядерных реакторов:

1) графитно-водяные канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем, производящие насыщенный или перегретый водяной пар. К ним относятся реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канальный);

2) водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах с водяным замедлителем и водяным теплоносителем, производящие перегретую воду (реакторы под давлением) или насыщенный пар (кипящие реакторы). К ним относятся реакторы типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор);

3) реакторы на быстрых нейтронах с расплавленным натриевым теплоносителем. Это реакторы типа БН (быстрый, охлаждаемый натрием реактор);

4) газоохлаждаемые реакторы с газовым охлаждением (гелием) на тепловых и быстрых нейтронах с графитовым замедлителем.

Принципиальная схема ядерного реактора на медленных (тепловых) нейтронах с графитовым замедлителем представлена на рис.3.16.

В этом реакторе сборки с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) 1 размещены в каналах графитовой кладки замедлителя 3. Технологические каналы и графитовая кладка составляют активную зону реактора. В активной зоне размещены регулирующие стержни 2, поглощающие нейтроны. Эти стержни позволяют регулировать реактивность реактора.

1 – тепловыделяющие элементы ТВЭЛы;

2 – регулирующий стержень; 3 – графитовый замедлитель;

4 – отражатель нейтронов; 5 – защита; 6 – барабан-сепаратор;

7 – главный циркуляционный насос.

Рис 3.12-Принципиальная схема ядерного реактора

Введение регулирующих стержней в активную зону приводит к снижению мощности реактора вплоть до прекращения цепной реакции – остановки реактора. В качестве материалов для изготовления регулирующих стержней применяют бор, кадмий и другие элементы, поглощающие нейтроны.

Тепловыделяющие элементы охлаждаются водой, которая нагреваясь, превращается в активной зоне в пароводяную смесь и эта смесь направляется в котел-сепаратор 6, где отделяется пар, а вода с помощью главных циркуляционных насосов 7 вновь возвращается в реактор. Реактор заключен в бетонные стенки, создающие радиационную защиту.

Схема атомной электростанции

Принципиальная схема блока АЭС с графитно-водяным канальным реактором типа РБМК – 1000 приведена на рис.3.13.

Атомная электростанция предназначена для выработки электроэнергии за счет тепла ядерной реакции деления урана. Контур охлаждения реактора включает в себя рабочие каналы 2, в которых размещены ТВЭЛ, четыре главных циркуляционных насоса 3, два барабана – сепаратора 4, соединенных коллекторами и трубопроводами. Расход теплоносителя – воды регулируется специальными вентилями 13. Пар из барабанов – сепараторов с давлением 6,6 МПа и температурой 557 К направляется к ступени высокого давления турбины 5 мощностью 500 МВт. При расширении влажность пара увеличивается и он поступает в пароперегреватель 6, где происходит отделение влаги и подогрев пара до 538 К при давлении 0,31 МПа. Перегретый пар направляется в ступень низкого давления 7 турбины. Пар из турбины поступает в конденсатор 9 и далее конденсат насосом 10 подается в деаэратор 11.

Питательным насосом конденсат направляется в сепаратор 4.

1 – реактор; 2 – охлаждаемые каналы; 3 – главные циркуляционные насосы; 4 – барабан-сепаратор; 5 – ступень высокого давления турбины; 6 – пароперегреватель; 7 – ступень низкого давления турбины; 8 – электрогенератор; 9 – конденсатор; 10 – конденсатный насос; 11 – деаэратор; 12 – питательный насос.

Рис. 3.13-ринципиальная схема атомной электростанции.