АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами с водой под давлением

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) - самый распространенный тип реактора для АЭС. Это легководные корпус­ные реакторы на тепловых нейтронах, в кото­рых вода является замедлителем и теплоно­сителем. Вода находится под давлением, по­этому не кипит, циркулируя через реактор и парогенератор. Образующийся в парогенера­торе пар по второму контуру попадает в тур­бину. Размеры активных зон водо-водяных реакторов весьма умеренны, что позволяет располагать их в прочных корпусах, прини­мающих на себя давление теплоносителя. В реакторах этого типа применяются стерж­невые тепловыделяющие элементы (твэлы) с топливом из диоксида урана и покрытием из циркониевых сплавов. Обогащение урана ураном-235 составляет 3-4 %. Российские ре­акторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 имеют ак­тивные зоны, выполненные из набора шес­тигранных кассет. В реакторе ВВЭР-1000 ак­тивную зону составляет 151 кассета с разме­ром под ключ 238 мм, в каждой из которых находится 317 твэлов. Наружный диаметр корпуса 4,5 м, высота 10,8 м.

АЭС С уран-графитовыми канальными реакторами (реактор большой мощности канальный, или РБМК)

Реактор размещается в железобетонной шахте на специальной опорной конструкции. Вокруг него, сверху и снизу, расположена биологическая защита (защита от ионизирующего излучения). Реакторы этого типа работа­ют на тепловых нейтронах, в качестве замед­лителя используется графит, а в качестве теп­лоносителя — обычная вода.

Рисунок Е.2 - Схема РБМК

Активную зону реактора заполняет графитовая кладка (то есть определенным образом сложенные блоки графита размером 25x25x50 см) цилиндрической формы. По всей высоте сделаны вертикальные отверстия (рис. Е.2). В них помещают металлические трубы, называемые каналами (отсюда название «канальный»). В каналы устанавливают либо конструкции с топливом (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент), либо стержни для управления реактором. Первые называются топливными каналами, вторые - каналами управления и защиты. Диаметр активной зоны современного peaктора РБМК около 12 м, высота 7 м. В активной зоне находится, как правило, 1 693 paбочих канала, содержащих около 200 т урана.

Ядерным топливом в реакторе РБМК (реактор большой мощности, канальный) служит диоксид урана с обогащением ураном-235 до 2—2,4 % в трубках из коррозионностойких циркониевых сплавов диаметром 13,6 мм. Смонтированные в тепловыделяющую сборку (ТВС) 18 трубок с топливом помещают в вертикально расположенный канал, по которому прокачивается охлаждающая вода, превращающаяся в пар непосредственно в реакторе. Каждый канал является самостоятельной герметичной конструкцией. Управление реактором осуществляется погружением в канал стержней, поглощающих нейтроны (для этой цели используются такие материалы, как кадмий, бор, европий). Чем глубже такой стержень входит в активную зону, тем больше нейтронов поглощается, следовательно, число делящихся ядер уменьшается, энерговыделение падает. Совокупность соответствующих механизмов называется системой управления и защиты (СУЗ).

К каждому топливному каналу снизу подводится вода, которая подается в реактор специальным мощным насосом, - он называется главный циркуляционный насос (ГЦН). Омывая ТВС, вода вскипает, и на выходе из канала образуется пароводяная смесь. Она поступает в барабан-сепаратор (БС) - аппарат, позволяющий отделить (сепарировать) сухой пар от воды. Отделенная вода направляется главным циркуляционным насосом обратно в реактор, замыкая тем самым контур «реактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реактор». Он называется контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.

Теплоноситель находится в замкнутом контуре, изолированном от внешней среды, исключая сколь-либо значимое радиационное загрязнение. Это подтверждается исследованиями радиационной обстановки вокруг АЭС как самими службами станций, так и контролирующими органами, экологами, международными организациями.

Мощность большинства реакторов РБМК составляет 1000 МВт. Преимуществом этого реактора является возможность без остановки, в процессе эксплуатации, выполнять ежесуточную замену двух-пяти ТВС. Недостаток реактора РБМК — большая разветвленность системы контура многократной принудительной циркуляции: 22 распределительных коллектора, 836 нижних водных коммуникаций, 836 пароводных коммуникаций, 4 барабана-сепаратора и т.п. Помимо этого, в реакторах этого типа существует только один барьер, предотвращающий утечку радиоактивных веществ за пределы АЭС, - оболочки твэлов.

Для гетерогенных уран-графитовых ядер­ных реакторов минимальное необходимое количество природного урана составляет око­ло 45 т, а графита (замедлитель и отража­тель) - 450 т (предполагается, что уран и графит не содержит примесей, активно по­глощающих нейтроны).

Физико-химические основы ядерных реакций. Создание ядерного реактора стало воз­можным благодаря сделанному в 1939 г. не­мецкими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманном открытию деления ядер урана-235 под действием нейтронов любой энергии. Ядра всех тяжелых элементов относятся к категории делимых, т. е. способных разделиться под действием нейтронов, находящихся в ядер­ном реакторе. Однако цепная реакция де­ления может быть осуществлена лишь при наличии в ядерном реакторе нуклидов, способных делиться под действием нейтро­нов с произвольной кинетической энер­гией. К таким нуклидам относятся уран-235, уран-233, плутоний-239 и плутоний-241. Из них лишь уран-235 встречается в приро­де, а плутоний-239 и уран-233 — искусст­венные, они образуются в ядерном реакто­ре (в результате захвата нейтронов ядрами урана-238 и тория-232 с двумя последующи­ми бета-распадами).

При делении ядра тяжелого элемента об­разуются две примерно равные части (оскол­ки), представляющие собой ядра новых эле­ментов. Отталкиваясь друг от друга, они раз­летаются в противоположные стороны, на­бирая значительную по атомным масштабам энергию - около 170 МэВ. Количество образовавшихся новых нейтронов значительно пре­вышает количество поглощенных ней­тронов, при этом возникают так называемые запаздывающие нейтроны. Основное коли­чество нейтронов, образующихся при деле­нии (более 99 %), испускается немедленно после деления ядра (т. н. мгновенные ней­троны). Запаздывающие же нейтроны (ме­нее 1 %) испускаются через некоторое вре­мя (около 0,1 с) при радиоактивном распа­де некоторых типов ядер, являющихся про­дуктами деления ядер исходного тяжелого элемента. Только благодаря запаздываю­щим нейтронам возможно осуществлять уп­равление цепной реакцией деления в ядер­ном реакторе.

Принцип работы. Схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором показана на рисунке Е.3.

Рисунок Е.3 - Схема атомной электростанции

На рисунке Е.3 показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища. При этом забираемая вода имеет естественную температуру, а поступающая обратно в водоем - примерно на 10°С выше. Существуют строгие нормативы по температуре нагрева, которые дополнительно ужесточаются с учетом местных экосистем, но так называемое «тепловое загрязнение» водоема является, вероятно, самым значимым экологическим ущербом от атомных электростанций. Этот недостаток не является принципиальным и непреодолимым. Чтобы избежать его, наряду с водоемами-охладителями (или вместо них) используются градирни. Они представляют собой огромные сооружения в виде конических труб большого диаметра. Охлаждающая вода, после нагрева в конденсаторе, подается в многочисленные трубки, расположенные внутри градирни. Эти трубки имеют небольшие отверстия, через которые вода вытекает, образуя внутри градирни «гигантский душ». Падающая вода охлаждается за счет атмосферного воздуха и собирается под градирней в бассейне, откуда забирается для охлаждения конденсатора. Над градирней в результате испарения воды образуется белое облако.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя.

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР. Реакторы типа РБМК использует один водяной контур.

Отходы. К радиоактивным отходам (РАО) отно­сятся не подлежащие дальнейшему исполь­зованию вещества в любом агрегатном со­стоянии, материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, га­зообразная среда, грунт, а также породы, ру­ды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышает уровень, установленный норма­тивными правовыми актами. К РАО относят и отработавшие свой ресурс или поврежден­ные радионуклидные источники - вещества, содержащие один или несколько радионук­лидов, заключенные в оболочку или зафик­сированные другим способом в объеме или на поверхности какого-либо материала.

Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) - облученные тепловыделяющие элементы, изъятые из реактора после их отработки, в некоторых странах (США, Швеция, Канада, Испания, Финляндия) относят к категории РАО и в дальнейшем не перерабатывают. В России часть ОЯТ не подлежит дальнейше­му использованию и, следовательно, явля­ется РАО, а часть поступает на переработку для извлечения из него ряда составляющих.

Совокупность всех видов деятельности, связанных со сбором, транспортировкой, переработкой, хранением и захоронением РАО, называется обращением с радиоактив­ными отходами.

Извлеченное из активной зоны реактора отработанное ядерное топливо в тепловыделяющих сборках хранят в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения в них тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. Этой операцией, обязательной для всех АЭС, завершается топливный цикл реактора.

Дальнейшие операции с отработанным ядерным топливом в России имеют два на­правления: непосредственное захоронение в качестве отходов (пока обеспечивается долговременное хранение), реализуя схему разомкнутого ядерного топливного цикла, и переработка ОЯТ для извлечения делящихся материалов (плутоний-239, уран-235) и топ­ливного сырья (уран-238) для повторного использования - схема замкнутого ядерно­го топливного цикла.

Переработка (репроцессинг) ОЯТ заклю­чается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов (96 % ОЯТ - это уран-235 и уран-238, око­ло 1 % - плутоний, 2-3 % - радиоактивные осколки деления). В результате радиохимической перера­ботки отработанного ядерного топлива об­разуется большой объем РАО, поэтому многие страны (США, Канада, Швеция, Испа­ния) ориентируются на долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к окончательному захоронению. Основная масса ОЯТ раз­мещается в хранилищах на площадках АЭС или централизованных хранилищах. Разли­чают т. н. «мокрое» хранение (в бассейнах выдержки под водой) и «сухое» (в среде инертного газа или воздуха в контейнерах или камерах).

Образующиеся высокоактив­ные жидкие РАО сначала упариваются (до 3,0-4,5 м³ на 1 т ОЯТ), а затем подвергают­ся остеклованию, т. е. переводятся в твер­дое состояние. Емкости с остеклованными отходами пос­ле остывания помещаются в стальные пена­лы, которые герметично заваривают и уста­навливают во временное хранилище с регу­лируемым теплоотводом. Контролируемый теплоотвод необходимо вести 20 и более лет перед окончательным захоронением РАО.

Самый сложный процесс - захоронение РАО, т. е. размещение радиоактивных от­ходов в хранилище без последующего изъя­тия. Надежность изоляции РАО в таких хра­нилищах или могильниках должна быть обес­печена на сотни, а иногда и тысячи лет.