Ознакомительная версия.
Уменьшить критическую массу можно, смешав уран с каким-либо неделящимся веществом. Принцип работы реактора был открыт Э. Ферми. В 1934 г. он вместе со своими сотрудниками Б. Понтекорво и Амальди исследовал радиоактивность различных элементов. Образцы представляли собой пустотелые цилиндры со вставленными в них источниками нейтронов. При облучении материала цилиндра нейтронами образовывались радиоактивные ядра. В ходе экспериментов было обнаружено, что активность материала зависит от предметов, стоящих вблизи цилиндра. Наибольшая радиоактивность была достигнута при погружении цилиндра в бассейн с водой. Ферми объяснил это тем, что, сталкиваясь с почти равными по весу атомами водорода, нейтрон теряет большую часть своей энергии. Его скорость равна примерно 2000 м/с. Такие нейтроны называют медленными, а нейтроны, образующиеся при делении и имеющие скорость 20 000 км/с, – быстрыми.
Снижение скорости нейтронов позволяет увеличить количество нейтронов, взаимодействующих с ядрами, а следовательно, и число делящихся ядер. Открытие Ферми позволило построить реактор, в котором происходило удержание достаточного количества нейтронов, рождающихся при делении.
Работы по созданию ядерного реактора велись в начале 40-х годов прошлого века в Германии, США и СССР.
Немецкие ученые, спеша создать атомную бомбу, построили в подземной лаборатории Хайгерлох реактор, в котором в качестве замедлителя применялась «тяжелая вода» – соединение кислорода с дейтерием – тяжелым изотопом водорода. Не хватало критической массы: для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции необходимо 1,5 тонны урана и 2 тонны тяжелой воды. В Норвегии в это же время был выведен из строя завод по производству тяжелой воды.
В 1942 г. в Чикагском университете был запущен ядерный реактор, в котором в качестве замедлителя использовался особо чистый графит. В 1946 г. реактор такого же типа был запущен в СССР. Оба реактора гетерогенного типа: в них уран был собран в блоки-стержни, между которыми размещались блоки графита. Благодаря такой конструкции быстрые нейтроны замедляются в блоках графита, не поглощаясь атомами урана-238. В качестве замедлителя в таких реакторах применяется тяжелая вода.
В гомогенных реакторах горючее в виде тонкого порошка находится во взвешенном состоянии в жидком замедлителе (обычно соль урана, равномерно распределенная в тяжелой воде). Позже появились реакторы, в которых использовался расплавленный висмут, содержащий торий и небольшое количество урана-233.
Запуск реактора осуществлялся следующим образом: вначале реактор приводят в состояние надкритичности, вводя больше урана, чем это необходимо для поддержания цепной реакции. Мощность реактора возрастает. Для ее ограничения в реактор вводят поглотитель нейтронов – бор в количестве, достаточном для поддержания критического уровня работы реактора. Для управления процессом в рабочем объеме реактора предусмотрены пустоты для поглотителя – отверстия-тоннели, проходящие через весь реактор. Мощность регулируют, погружая стержни в тоннели или выводя их.
В 1945 г., когда атомные бомбы уже уничтожили Хиросиму и Нагасаки, крупным американским ученым задали вопрос: «Удастся ли и когда использовать атомную энергию в мирных целях?». Почти все ученые назвали одну цифру: 50 лет (1995 г.). Почему же именно этот срок называли американцы?
Американские специалисты руководствовались не столько техническими, сколько экономическими соображениями. Они исходили из того, что атомная энергия дороже энергии, вырабатываемой тепловыми или гидроэлектростанциями. Поэтому ее производство станет экономически обоснованным только тогда, когда начнут истощаться запасы нефти.
Эксперты ошиблись: уже в 1954 г. в СССР в Обнинске была пущена в эксплуатацию первая атомная электростанция мощностью 5 мегаватт.
Реактор первой советской атомной электростанции работал на обогащенном естественном уране, в котором содержание урана-235 было доведено до 5 %. Реактор находился в стальном баке диаметром 3 м и высотой 4,6 м. Он был заполнен графитом, в центральной его части было 128 рабочих каналов, туда опускались стержни урановых тепловыделяющих элементов. Эти стержни были окружены длинными графитовыми цилиндрами и образовывали активную зону диаметром 150 см и высотой 170 см.
Работа реактора начиналась лишь после того, как в него опускали более 60 стержней. Общая загрузка урана в реактор составляла 550 кг. Суточный расход урана – примерно 30 г, что эквивалентно 100 т угля. Регулировка мощности реактора осуществлялась при помощи стержней из карбида бора, активно поглощающего нейтроны. В качестве теплоносителя в первичном контуре применялась циркулирующая вода, имевшая давление 100 атм и температуру 280–290 °C.
В теплообменнике (парогенераторе) образовывался перегретый пар с давлением 12–13 атм и температурой 260–270 °C, поступавший в турбину электростанции. Полный КПД электростанции – 17–19 %. За первые два года эксплуатации Обнинская АЭС израсходовала несколько килограммов урана. Тепловая электростанция такой же мощности сожгла бы за тот же период более 75 тыс. т угля.
В 1956 г. в Англии в Колдер-Холле была введена в эксплуатацию АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт. В 1957 г. заработала первая американская АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте.
В реакторах, работающих на быстрых нейтронах, замедлитель отсутствует, а теплоносителем обычно является жидкий металл. Цепная реакция поддерживается непосредственно быстрыми нейтронами. В таком реакторе применяется практически чистый изотоп урана-235 или искусственно полученное вторичное ядерное горючее – плутоний-239 и уран-233. Это вторичное горючее получают в таком же реакторе в ходе процесса расширенного воспроизводства горючего.
Такие реакторы получили название бридерные, или реакторы-размножители. В 1951 г. в США был построен первый опытный бридерный реактор, ас 1953 г. развернулись работы по созданию крупного реактора такого типа.
В Советском Союзе в 1950–1960-е годы использовались реакторы на быстрых нейтронах типа «БР-1», «БР-2», «БР-5». Определив коэффициент воспроизводства и другие физические характеристики, советские ученые спроектировали реакторы на быстрых нейтронах мощностью в 50 и 250 тыс. кВт. Промышленные АЭС на быстрых нейтронах были построены в городах Шевченко и Белоярске.
Одной из наиболее важных задач в области атомной техники является совершенствование методов очистки и переработки тепловыделяющих элементов реактора. В процессе работы ядерного реактора свойства топлива ухудшаются. В нем накапливаются продукты деления (шлаки). Они захватывают нейтроны, уменьшая их число и препятствуя протеканию самоподдерживающейся цепной реакции. Поэтому в реакторе периодически заменяют тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). На специальных химических заводах они подвергаются переработке с целью удаления осколков деления и выделения накопившихся плутония и урана. Это львиная доля расходов на эксплуатацию реактора.
Первые исследовательские реакторы с графитовым или тяжело-водным замедлителем и естественным ураном были дорогими и громоздкими. Принципиально новым шагом явилось создание водоводяных реакторов. В них замедлителем и отражателем нейтронов, а также теплоносителем и частично защитой служит обычная вода.
Помимо описанных выше водо-водяных и графито-водных реакторов также применяются и другие виды реакторов на тепловых нейтронах. Это тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжелой водой в качестве замедлителя и графито-газовые, в которых в качестве теплоносителя применяется газ (гелий или углекислый газ), а в качестве замедлителя – графит. В качестве теплоносителя и охладителя могут использоваться также жидкие или расплавленные металлы: натрий, свинец, калий.
Выбор типа реактора определяется накопленным опытом в реакторостроении, наличием необходимого оборудования и запасами сырья. В СССР строились преимущественно графито-водные и водо-водяные реакторы, в США – водо-водяные, в Великобритании – графито-газовые.
Атомные электростанции, в зависимости от системы теплопередачи, могут иметь одно-, двух– и трехконтурные схемы. Если теплоноситель – жидкий металл, то он в особом теплообменнике отдает тепло другому теплоносителю – газу или воде, использующимся в турбинах в виде пара или горячих газов. Такая схема с промежуточным теплообменником называется двухконтурной. Ее применение позволяет ограничиться установкой биологической защиты лишь для реактора и теплообменника и исключает ее необходимость для всего теплосилового оборудования.
Для регулирования работы реактора применяются кадмиевые стержни или стержни из бора и гафния, изменяющие величину потока нейтронов.
Биологическая защита реактора представляет собой слой вещества, отражающего нейтроны, и защитные слои веществ (бетона, свинца, воды, серпентинового песка). Оборудование реакторного контура устанавливается в герметичных боксах. Места возможной утечки контролируются специальными системами. При авариях в системе охлаждения реактора предусматривается быстрое глушение ядерной реакции.
Ознакомительная версия.
