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.