Ядерная энергия
Использование ядерных реакторов для выработки электроэнергии на атомных электростанциях началось с 1950-х годов и с тех пор получило большое развитие. Великобритания приступила к осуществлению своей программы развития ядерной энергетики в 1956 г., первые британские атомные электростанции (Калдер Холл и Чепелькросс) заработали в 1959 г. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), к 1982 г. в 36 странах мира действовали, находились в стадии строительства или проектирования 673 промышленных ядерных реактора.
Как работает ядерный реактор?
Ядерный реактор предназначен для практического использования энергии, выделяемой при радиоактивном расщеплении урана-235, которое описано выше. Энергия, высвобождающаяся в ядерных реакциях, поглощается текучим теплоносителем, который затем переносит тепло и передает его вторичному теплоносителю. Тепло, отдаваемое вторичным теплоносителем, используется в турбине или двигателе для выработки электрической энергии.
Типичный реактор состоит из пяти основных частей.
Делящееся вещество (ядерное топливо). Большинство ядерных реакторов работает на уране-235. В природных образцах урана концентрация этого изотопа составляет всего лишь 0,7%. Некоторые реакторы используют обогащенный уран, в котором концентрация урана-235 повышена до 1-2%.
Замедлитель. Так называется инертное вещество, например вода или графит, которым окружают ядерное топливо. Замедлитель предназначается для того, чтобы уменьшать скорость нейтронов, которые высвобождаются в процессе радиоактивного расщепления. Благодаря этому нейтроны, сталкивающиеся с другими ядрами урана-235, могут захватываться ими и тем самым поддерживают ядерную реакцию.
Теплоноситель. Теплоноситель отводит тепло, выделяющееся при реакции ядерно-го деления.
Противоточное концентрирование растворов урановой руды.
Реактор Теплообменник
Рис. 1.36. Корпусной водно-водяной ядерный реактор.
В качестве теплоносителей используются вода, жидкий натрий, воздух или диоксид углерода.
Регулирующие стержни. Регулирующие стержни из кадмия или бора используются для обеспечения контролируемой скорости протекания реакции ядерного деления. Их роль заключается в том, чтобы поглощать избыточные нейтроны. Выдвигая из реактора или вдвигая в него регулирующие стержни, можно контролировать скорость реакции ядерного деления и, следовательно, выделяемую им мощность.
Защита. Поскольку ядерный реактор имеет высокую радиоактивность, его необходимо экранировать во избежание утечки радиации. Поэтому реактор окружается толстостенной бетонной защитой.
Типы ядерных реакторов
Наиболее распространенным типом ядерного реактора является корпусной водно-водяной реактор. В этом реакторе в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная («легкая») вода под высоким давлением (рис. 1.36). В кипящем водно-водяном реакторе в качестве замедлителя и теплоносителя тоже используется обычная вода, но только в виде пара. Первый ядерный реактор, построенный в Великобритании, действовал на топливных стержнях из оксида магния, в котором содержался природный уран. В качестве замедлителя использовался графит, а в качестве теплоносителя-газообразный диоксид углерода. В графито-газовом реакторе в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем служит газообразный гелий.
Все описанные выше реакторы принадлежат к типу тепловых реакторов. В качестве топлива в них используется 235U. По имеющимся оценкам природных запасов 235U Великобритании может хватить лишь на 30 лет. Однако урановые руды содержат преимущественно 238U. Его можно превращать в плутоний-239
В быстрых реакторах (реакторах-размножителях) в качестве ядерного топлива используется Pu. В таком реакторе контролируемая цепная ядерная реакция поддерживается с помощью быстрых нейтронов (см. выше), поэтому он не нуждается в замедлителе для уменьшения скорости нейтронов. Поскольку быстрый реактор может использовать отработанный уран и плутоний, получаемый в качестве побочного продукта при обработке урановых руд, его можно включить в топливный цикл теплового реактора (рис. 1.37).
Прототип реактора на быстрых нейтронах в Доунри (Шотландия), который работал начиная с 1975 г. В сферическом здании находится первый реактор на быстрых нейтронах в Доунри, закрытый в 1977 г.
Согласно имеющимся оценкам, при использовании быстрых реакторов существующих у Великобритании запасов урана должно хватить для выработки электроэнергии на нынешнем уровне потребления на 250 лет. Число действующих, строящихся или проектируемых быстрых реакторов по сравнению с числом тепловых реакторов невелико.
Сравнительные данные по выработке электроэнергии мощностью 1 кВт на следующих видах топлива: I кг угля в течение 2 ч 1 кг нефти в течение 3 ч
1 кг урана в тепловых реакторах в течение 5 лет 1 кг урана в быстрых реакторах-в течение 300 лет
Оглавление: