Атомні електричні станції

На АЕС енергія, одержується в результаті поділу ядер урану і перетворюється в теплову енергію пари а потім в електричну. Установка, у якій відбувається керована ланцюгова ядерна реакція розподілу, називається ядерним реактором.

АЕС відрізняється від звичайних ТЕС тільки видом палива (замість спалювання органічного палива використається тепло розпаду ядер).

Основний елемент атомної станції – ядерний реактор – складається з активної зони, відбивача, системи охолодження, системи керування, регулювання й контролю, корпуса й біологічного захисту.

У робочі канали активної зони поміщується ядерне паливо у вигляді уранових або плутонієвих стрижнів, покритих герметичною металевою оболонкою. У цих стрижнях і відбувається ядерна реакція. Стрижні з ядерним паливом називаються тепловиділяючими елементами (твелами). Кількість твелів в активній зоні досягає декількох тисяч.

В активну зону поміщають також сповільнювач нейтронів, через неї проходить теплоносій, що служить для відводу тепла. Як теплоносій використається звичайна або важка вода, водяна пара, рідкі метали, інертні гази (вуглекислий, гелій). Теплоносій обмиває в робочих каналах поверхні твелів і переносить тепло. Активна зона оточена відбивачем, що повертає в неї нейтрони, які вилітають. Керування реактором виконується за допомогою спеціальних стрижнів, що поглинають нейтрони. Стрижні змінюють потік нейтронів й інтенсивність реакції.

Тепло, що виділяється в реакторі, може передаватися робочому тілу теплового двигуна за одно-, дво- і триконтурною схемами (Рис. 2.7).

Рис. 2.7 – Технологічні схеми АЕС:

а) – одноконтурна; б) – двоконтурна; в) – три контурна; 1- реактор; 2 – турбогенератор; 3 – конденсатор; 4 – живильний насос; 5 – парогенератор; 6 – циркуляційний насос.

Кожен контур являє собою замкнуту систему. Багатоконтурна схема забезпечує радіаційний захист і створює зручності для обслуговування устаткування. Вибір числа контурів визначається типом реактора й властивостями теплоносія.

Перший контур АЕС радіоактивний і повністю перебуває в біологічному захисті. У другому контурі робоче тіло – вода й пара – не стикається з радіоактивним носієм першого контуру.

Ланцюгова реакція розподілу ядер може бути отримана за допомогою ізотопу U²³⁵. У природі зустрічається два ізотопи U²³⁵ й U²³⁸, але в необхідних кількостях 0.7 й 99.3% відповідно. Ядро U²³⁵ дуже нестійке й ділиться при влученні в нього нейтронів будь-якої енергії. Ядро U²³⁸ стійке й ділиться тільки при влученні нейтронів більших енергій (швидких). Виділення нейтронів при діленні U²³⁸ невелике й викликати ланцюгову реакцію цього ізотопу урану неможливо.

Імовірність захвату нейтронів ядрами в значній мірі залежить від швидкості нейтронів. Безпосередньо в момент ділення ядер швидкість нейтронів приблизно 20 000 км/с, при цьому переріз захвату нейтронів в U²³⁵ малий. Тому нейтрони необхідно сповільнити, пропустивши їх через речовину яка не поглинає нейтрони –воду, важку воду, графіт, берилій.

При швидкості нейтронів рівній 30 км/с наступає резонансний захват нейтронів ядрами U²³⁸, які утворять Pu²³⁹, подібний за своїми ядерними властивостями з U²³⁵. Подальше зменшення швидкості нейтронів викликає зменшення перерізу захвата в U²³⁸ і збільшення його в U²³⁵. Нейтрони, що мають швидкості близько 2 км/с називаються тепловими. Теплові нейтрони можуть викликати ланцюгову реакцію в незбагаченому природному урані.

При розпаді 1г урану може бути отримано 23.2 МВт× год. енергії, у той час як при спалюванні 1г вугілля всього лише 7-8 Вт× год.

При захваті нейтронів ядрами U²³⁸ й Th²³² утвориться Pu²³⁹ й U²³³, які здатні створювати ланцюгові реакції розподілу й, отже, можуть бути розглянуті як ядерне паливо. Таке паливо одержують у спеціальних розмножувальних реакторах. Розмножувальні реактори - виконуються з використанням швидких нейтронів. Як теплоносій у таких реакторах використовується рідкий натрій або гелій. Вода не використовується, тому що вона сповільнює рух нейтронів.

Реактори, що працюють на повільних нейтронах не дозволяють найбільш ефективно використати ядерне паливо. Реактори на швидких нейтронах мають можливість відтворення ядерного палива з часом подвоєння ядерного пального менше 10 років, але цей час великий. Потрібно 8-10 років, для того щоб реактор на швидких нейтронах зміг виробити плутоній, необхідний для побудови такого реактора.

Бурхливий розвиток атомної енергетики зумовлений рядом переваг у порівнянні з іншими способами одержання енергії. Основними з них є:

1. АЕС майже не залежать від місця розташування джерел сировини, внаслідок компактності ядерного палива і його легкого транспортування, але джерело водопостачання потрібне, як і для ТЕС;

2. Сприятливі перспективи має спорудження потужних енергетичних блоків, тому що з одного реактора можна одержати електричну потужність порядку 2 ГВт;

3. Достатня екологічна чистота.

В Україні діючими АЕС є:

Запорізька – 6000 МВт (6× 1000);

Південно - Українська – 3000 МВт (3× 1000);

Рівненська – 1818 МВт (1× 1000 + 1× 416 + 1× 402);

Хмельницька – 2000 МВт (2× 1000).

Перспективним напрямком в одержанні енергії є використання реакції термоядерного синтезу легких елементів. Якщо вдасться вирішити питання керованої термоядерної реакції, то проблема палива на Землі буде вирішена на багато поколінь. Як потенційне паливо розглядаються ізотопи водню - дейтерій і тритій з атомною вагою 2 й 3 відповідно. Ці ізотопи можуть бути отримані з води. При злитті дейтерію й тритію виходять більш важкі ядра гелію й виділяється значна кількість енергії. При спалюванні 1 кг ізотопів можливо отримати енергії в 10 млн. раз більше, ніж при спалюванні 1 кг вугілля.