: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).
Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.
Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.
Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).
Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.
Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Ленинградская АЭС, Реактор РБМК
Начало работы реактора:
В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.
Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.
Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.
При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.
Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами
Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.
Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;
Выгорающие поглощающие элементы.
Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.
Жидкостное регулирование реактивности.
Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.
Механизм цепной реакции
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.
Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита:
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)
Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -
(от "тепловыделяющий элемент") - основной элемент ядерного реактора, в к-ром находится ядерное топливо, ядерное горючее и генерируется тепло за счёт деления ядер. Наиб. распространены ТВЭЛы в виде тонких (диаметр неск. мм) стержней, простирающихся на всю высоту активной зоны реактора. Активная зона содержит тысячи однотипных ТВЭЛов, образующих правильную решётку. Между ними прокачивается отводящий энергию теплоноситель (жидкость или газ). В ТВЭЛах используется металлический U (легированный для повышения стабильности) или окислы U в виде керамик, иногда с добавкой Рu. Также применяют т. н. д и с п е р с и о н н о е т о п л и в о, в к-ром крупицы топлива включаются в матрицу из неделящегося материала с высокими теплопроводностью и радиационной стойкостью (см. Радиационная стойкость материалов). Герметичная оболочка предохраняет топливо от контакта с теплоносителем и придаёт ТВЭЛу необходимую механич. прочность. Материал оболочки (сплавы циркония, нержавеющая сталь и др.) имеет низкое сечение захвата нейтронов т. н. реакторного спектра, обладает хорошей совместимостью с топливом и теплоносителем в рабочем интервале темп-р, мало изменяет механич. свойства в нейтронном поле. Ко всем материалам ТВЭЛов предъявляются высокие требования к чистоте, в первую очередь отсутствие примесей, сильно поглощающих нейтроны.
Параметры ТВЭЛа энергетич.реакторов: рабочая верхняя темп-ра (темп-pa оболочки) для реакторов с водяным теплоносителем 300 °С, для реакторов с жидким Na прибл. 600-700 °С; т. н. линейная теплонапряжённость до 500-600 Вт на 1 см длины стержня; выгорание топлива (доля выгоревших к концу рабочего периода атомов топлива) в тепловых реакторах 3-5%, в быстрых реакторах 7-10% (1% выгорания соответствует выработке 10 4 МВт. сут тепловой энергии на 1 т топлива).
ТВЭЛ быстрого реактора: 1 - участок активной зоны (ядерное топливо); 2, 3 - торцевые экраны (обеднён ный уран); 4 - газосборник; 5 - оболочка (нержаве ющая сталь).
На рис. изображён схематич. разрез ТВЭЛа быстрого реактора (см. Реактор-размножитель). В нём кроме активной части, содержащей ядерное топливо, имеются торцевые экраны из обеднённого урана для утилизации покидающих активную зону нейтронов, а также полость для сбора выходящих их топлива осколочных газов для снижения внутр. давления при глубоком выгорании.
После достижения номинального выгорания и окончания кампании (рабочего периода) ТВЭЛы выгружаются из реактора и заменяются. Длительность кампании исчисляется временем работы реактора в пересчёте на полную мощность и составляет месяцы или годы. Увеличение кампании и, следовательно, выгорания ограничено ухудшением способности поддерживать цепную реакцию деления из-за выгорания топлива и накопления поглощающих нейтроны осколков и опасности разрушения ТВЭЛа под действием длит. интенсивного облучения и высокой темп-ры в реакторе. Допускаются сотые (или тысячные) доли процента вероятности выхода ТВЭЛа из строя.
Не так давно у себя в блоге я уже рассказывал, как и где производят самый дорогой металл в мире — Калифорний-252. Но производство этой супердорогой субстанции — не единственное занятие Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде. В научном центре с 70х годов действует Отделение топливных технологий, где занимаются развитием экологически чистых способов получения гранулированного оксида урана, и переработки уже облучённого ядерного топлива (в том числе и оружейного плутония).
Кроме этого, там же изготавливают и тепловыделяющие сборки (ТВС) — устройства, предназначенные для получения тепловой энергии в реакторе за счёт управляемой ядерной реакции. По сути, это батарейки для реактора. О том, как и из чего их делают, я и хочу рассказать в этой статье. Мы заглянем в самое нутро «горячей» камеры с высоким уровнем радиации, посмотрим, как выглядит ядерное топливо оксид урана, и узнаем, сколько может стоить стеклопакет в не совсем обычном окне.
Я не буду вдаваться в подробности устройства и принципа работы ядерного реактора, но для облегчения понимания представьте себе бытовой водонагреватель, в который поступает холодная, а вытекает горячая вода, и нагревает её электрическая спираль (ТЭН). В ядерном реакторе нет электрической спирали, а есть ТВС — длинные шестигранники, состоящие из множества тонких металлических трубок — тепловыделяющих элементов (твэл), в которых находятся таблетки из спрессованного оксида урана.
(источник фото — sdelanounas.ru)
За счёт постоянного деления ядер урана и выделяется большое количество тепла, которое нагревает воду или другой теплоноситель до высокой температуры. А далее по схеме:
(источник — lab-37.com)
Обычно ТВС представляет собой шестигранный пучок тепловыделяющих элементов длиной 2,5–3,5 м, что примерно соответствует высоте активной зоны реактора. Изготавливают ТВС из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов). Тепловыделяющие элементы (тонкие трубки) собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 18–350 тепловыделяющих элементов. В активную зону реактора обычно помещается 200–1600 ТВС (зависит от типа реактора).
Вот так выглядит крышка реактора (котла), под которой в вертикальном положении и находятся ТВС. Один квадратик — одна сборка. Одна сборка — примерно 36 трубок (для реактора РБМК, который и изображён на фото ниже, на других реакторах — трубок больше, но меньше сборок).
(источник фото — visualrian.ru)
А вот так устроена трубка твэла, из которых состоят ТВС:
Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Твэлы (трубки) и корпус ТВС:
И всё было бы прекрасно, если бы волшебные таблетки оксида урана не разлагались на другие элементы в процессе ядерной реакции. Когда это происходит, реактивность реактора ослабевает, и цепная реакция сама собой прекращается. Она может быть возобновлена только после замены урана в активной зоне (твэлов). Всё, что накопилось в трубках, необходимо выгрузить из реактора и захоронить. Или переработать для повторного использования, что более привлекательно, так как в ядерной промышленности все стремятся к безотходному производству и реген�
�рации. Зачем тратить деньги на хранение ядерных отходов, если можно заставить их, наоборот, эти деньги зарабатывать?
Вот в этом отделении НИИАР и занимаются технологиями регенерации отработанного ядерного топлива, разделяя радиоактивный навоз на полезные элементы и на то, что уже никогда и нигде не пригодится.
Для этого чаще всего применяются химические методы разделения. Самый просто вариант — это переработка в растворах, однако этот метод даёт наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому эта технология была популярна только в самом начале ядерной эры. В настоящее время в НИИАР совершенствуются так называемые «сухие» способы, в процессе которых получается гораздо меньше уже твёрдых отходов, которые намного проще утилизировать, превращая в стекловидную массу.
В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива лежат экстракционные процессы, называемые Пьюрекс-процессом (от англ. Pu U Recovery EXtraction), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из смеси урана с его продуктами деления. Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Это топливо имеет название МОКС (англ. Mixed-Oxide fuel, MOX). Его получением также занимаются в НИИАР, в Отделе топливных технологий. Это перспективное топливо.
Все исследования и производственный процесс выполняются операторами дистанционно, в закрытых камерах и защитных боксах.
Выглядит это примерно так:
С помощью вот таких электромеханических манипуляторов операторы управляют специальным оборудованием в «горячих» камерах. От высокой радиоактивности оператора отделяет только свинцовое стекло метровой толщины, состоящее из 9-10 отдельных пластин, толщиной в 10 см.
Стоимость только одного стекла сопоставима со стоимостью квартиры в Ульяновске, а вся камера оценивается почти в 100 млн. рублей. Под действием радиации стёкла постепенно теряют свою прозрачность и они нуждаются в замене. Сможете на фото разглядеть «руку» манипулятора?
Чтобы научиться виртуозно управлять манипулятором, нужны годы тренировок и опыта. А ведь с их помощью иногда требуется выполнять операции из разряда откручивания и закручивания маленьких гаек внутри камеры.
На столе, в зале «горячих» камер, можно увидеть образцы ядерного топлива в стеклянных капсулах. Многие гости лаборатории постоянно косятся на этот чемоданчик и боятся подходить ближе. Но это всего лишь муляж, хотя и очень реалистичный. Именно так выглядит двуокись урана, из которой делают волшебные топливные таблетки для твэлов — блестящий порошок чёрного цвета.
У диоксида урана нет фазовых переходов, он менее подвержен тем нежелательным физическим процессам, которые происходят с металлическим ураном при высоких температурах активной зоны. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами, из которых изготовлены ТВС и трубки твэлов. Эти свойства позволяют применять его в ядерных реакторах, получая высокие температуры и, следовательно, высокий КПД реактора.
Пульт управления манипулятором немного другой модификации. В этой камере нет стёкол, поэтому наблюдение ведётся с помощью установленных внутри камер.
Что это?! Человек в «горячей» камере?! Но…
Ничего страшного, это «чистая» камера. Во время технического обслуживания уровень радиации в ней не превышает допустимых значений, поэтому в неё можно работать даже без специальных средств радиозащиты. Судя по всему, именно в этой камере и производят окончательную сборку ТВС из уже заряженных урановыми таблетками твэлов.
При таком не очень уютном соседстве с открытым ядерным топливом уровень радиации в лаборатории не превышает природных значений. Всё это достигается за счёт жёсткой техники радиационной безопасности. Люди десятилетиями работают операторами без вреда для здоровья.
Хотя атомная энергетика не является на сегодняшний день полностью безопасной, реакторов и электростанций по всему миру больше строится, нежели закрывается. Так в Соединенных Штатах Америки количество действующих реакторов только-только перевалило за сотню, во Франции (второе место по количеству мирного атома на планете) - около 60, и обеспечивают они порядка 80 % от вырабатываемого в стране электричества.
Топливом для ядерного реактора служит ТВЭЛ. Это элемент, в котором непосредственно протекает управляемая цепня реакция. Как устроены «дрова» атомного котла, как они изготавливаются и что происходит с топливом в сердце электростанции?
Что такое цепная ядерная реакция
Известно, что ядра атомов состоят из протонов и нейтронов. Например, в ядре атома урана содержится 92 протона и 143 или 146 нейтронов. Сила отталкивания между положительно заряженными протонами в ядре урана просто громадна, около 100 кгс в одном единственном (!) атоме. Однако разлетаться ядру не дают внутриядерные силы. При попадании в ядро урана свободного нейтрона (только нейтральная частица способна приблизиться к ядру) последнее деформируется и разлетается на две половинки плюс два-три свободных нейтрона.
Эти самые свободные нейтроны атакуют ядра других атомов, и т. д. Таким образом, количество столкновений увеличивается в геометрической прогрессии и в доли секунды вся масса радиоактивного металла распадается. Этот распад сопровождается разлетом на околосветовых скоростях во все стороны осколков, их столкновения с молекулами окружающей среды вызывают нагревание до нескольких миллионов градусов. Это картина обычного ядерного взрыва. ТВЭЛ это явление направляет в мирное русло. Как это происходит?
Управляемая ядерная реакция
Чтобы ядерная реакция смогла поддерживать себя сама, стала цепной, необходимо достаточное количество радиоактивного топлива (т. н. «критическая масса»). В ядерном оружии этот вопрос решается просто: два слитка оружейного металла (урана 235, плутония 239 и т. д.) с массой каждого чуть меньше критической в одно целое соединяют при помощи взрыва обычного тротила.
Для мирного использования атома этот способ не годится. На рисунке схематично показано устройство простейшего атомного реактора. Каждый ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент − урановое топливо) по массе меньше критической, суммарный же их вес превышает эту отметку. Находясь в непосредственной близости друг от друга, ТВЭЛы «обмениваются» свободными нейтронами. Благодаря такой взаимной нейтронной бомбардировке в реакторе поддерживается цепная ядерная реакция. Графитовые стержни играют роль своеобразных «тормозов» ядерного процесса. Графит - хороший поглотитель нейтронов, реакция затухает, когда стержни из этого материала помещаются между ТВЭЛ. Это полностью останавливает обмен свободными нейтронами.
Таким образом, реакция находится под постоянным контролем автоматики. Распад сопровождается движением в среде теплоносителя осколков ядер урана, которые разогревают его до необходимой температуры.
Как вырабатывается электроэнергия
Дальнейшее устройство атомной электростанции мало чем отличается от обычной тепловой, работающей на газе, мазуте или угле. Разница состоит в том, что в ТЭЦ тепло получается при сжигании ископаемых углеводородов, в АЭС же теплоноситель нагревается ТВЭЛ ядерных реакторов.
Доведенный до температуры в 500-800 °C теплоноситель (в его роли могут выступать перегретая вода, расплавы солей, и даже жидкие металлы) в специальном теплообменнике разогревает воду, превращая ее в сухой пар. Пар вращает турбину, посаженную на один вал с генератором, в котором и вырабатывается электрический ток.
Какие они бывают
Первыми ядерными реакторами были гомогенные устройства. Они представляли собой котлы, в которых находилось ядерное топливо (чаще жидкое, реже газообразное). Это расплав солей урана или слабо обогащенного урана, иногда взвеси урановой пыли и т. д. Процесс регулировался введением в активную зону замедлителя в виде пластин или стержней из материала, который хорошо замедляет свободные нейтроны. Тепло передавалось воде посредством расположенных прямо в активной зоне теплообменников, наподобие колосников в угольной печи.
На нашем же рисунке изображен гетерогенный ядерный реактор, которых сейчас в мире абсолютное большинство. Такие «атомные котлы» легче обслуживать, менять в них топливо, ремонтировать, они безопаснее и надежнее старых гомогенных.
Еще одним бонусом использования урановых ТВЭЛов является генерация в них в результате облучения нейтронами ядер урана такого элемента, как плутоний 239, который затем используется как топливо для малогабаритных ядерных реакторов, а так же в качестве оружейного металла.
Где берется топливо для атомных электростанций
Уран добывают во многих странах мира открытым (карьерным) или шахтным способом. Изначально в руде содержится даже не сам уран, а его оксид. Выделение металла из окисла - сложнейшая цепь химических превращений. Далеко не каждая страна мира может позволить себе обзавестись предприятиями по производству ядерного топлива.
Дальнейшая задача − обогащение добытого урана. Менее 1 % урана 235 содержится в природном материале, остальное - изотоп 238. Разделить эти два элемента чрезвычайно тяжело. Центрифуги по обогащению урана - это сложнейшие устройства.
Чтобы уран стал высокообогащенным (содержание изотопа 235 повысилось до 20 %) ему предстоит, превратившись в газ, пройти до тысячи ступеней переработки.
Как устроен ТВЭЛ
В руки инженеров попадает инженеров обогащенный уран, но это пока еще на ядерное топливо. Производство этого топлива сродни порошковой металлургии. Порошкообразный металл (или его химических соединений) прессуется в небольшие таблетки диаметром около сантиметра.
Изделия из металлического урана лучше приспособлены выдерживать адские условия внутри реактора, но чистый элемент очень дорог в производстве. Намного дешевле диоксид урана, но чтобы он не рассыпался от огромных давления и жара приходится запекать под громадным давлением при температуре более 1000 °C.
ТВЭЛ - это набор таких шайб длиной порядка 2-4 метров, помещенный в трубку из стали или сплавов железа с молибденом. Сами ТВЭЛы набираются в пучок из нескольких десятков или даже сотен. Такой набор называют тепловыделяющей сборкой (ТВС).
ТВС устанавливаются непосредственно в сердце атомного реактора. В одном реакторе их количество может достигать нескольких сотен. По мере распада урана ТВЭЛы теряют свою способность производить тепло, тогда их заменяют. Но один килограмм технического урана, обогащенного до содержания 235 изотопа 4%, за свою жизнь в атомном реакторе успевает произвести столько же энергии, сколько получилось бы при сжигании 300 стандартных двухсотлитровых бочек топочного мазута.
Тепловыделяющий элемент (твэл) – основная конструкционная деталь гетерогенных активных зон, в значительной степени определяющая их надежность, размеры и стоимость.
Оболочка твэла предназначена для предотвращения непосредственного контакта теплоносителя и топлива с целью исключения выхода радиоактивных продуктов деления топлива в теплоноситель, а также коррозии и эрозии топливного сердечника. Оболочка является конструктивным элементом, придающим твэлу необходимую форму и воспринимающим на себя все нагрузки, стремящиеся разрушить твэл. Оболочки твэлов – наиболее ответственные конструкционные детали активных зон, работающие в самых тяжелых условиях. Для уменьшения поглощения нейтронов в оболочках желательно делать их как можно тоньше. Толщина металлических оболочек, определяемая по условиям прочности и технологии изготовления, обычно составляет 0,3 – 0,8 мм.
Одно из основных требований, предъявляемых к материалу оболочек для реакторов на тепловых нейтронах – малое сечение поглощения тепловых нейтронов, что необходимо для уменьшения потерь нейтронов.
В настоящее время в энергетических водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах широко используются оболочки из циркония и его сплавов, что объясняется малым сечением поглощения тепловых нейтронов у циркония (0,18 барн). Однако цирконий обладает относительно низкими прочностными показателями при температуре 360 – 400°С.
Наряду с циркониевыми сплавами в энергетических реакторах применяются оболочки из нержавеющих хромоникелевых аустенитных сталей, которые по сравнению с цирконием обладают значительно более высокими жаропрочностью, коррозионной стойкостью, хорошей технологичностью и, кроме того, меньшей стоимостью. Однако основной принципиальный недостаток сталей по сравнению с цирконием, заключается в их большом сечении поглощения тепловых нейтронов (2,7 – 2,9 барн), что требует более высоко обогащенного топлива. Крупным недостатком аустенитных нержавеющих сталей также является склонность к коррозионному растрескиванию, возникающему при наличии в металле растягивающих напряжений, а в охлаждающей воде – хлоридов и кислорода. Большое значение при эксплуатации реакторов в связи с этим приобретает тщательное поддержание предельно низкого содержания в воде хлоридов и кислорода, а также других примесей.
Для высокотемпературных реакторов особый интерес представляют тугоплавкие металлы ниобий (температура плавления 2415°С), молибден (2622°С), вольфрам (3395°С), тантал (2996°С), а также их сплавы, которые можно применять для оболочек твэлов при температуре до 800 – 1200°С в случае использования в качестве теплоносителя гелия или жидких металлов. Следует отметить, что в кислородсодержащих газах (воздухе, углекислом газе и парах воды) стойкость этих металлов весьма низка уже при температуре 500 – 600°С.
В процессе эксплуатации реакторов в материалах твэлов под действием облучения, циклических изменений температуры, воздействия теплоносителя и т. п. происходят глубокие изменения, которые могут стать причиной их разрушения. Полное разрушение твэлов является чрезвычайно крупной и совершенно недопустимой аварией, так как приводит к сильному загрязнению первого контура радиоактивными осколками деления.
Наиболее часто наблюдается потеря герметичности твэлов из-за возникновения трещин в оболочке или в месте приварки герметизирующих пробок. Потеря герметичности ведёт к выходу газообразных продуктов деления в теплоноситель. Попадание теплоносителя внутрь оболочки, обусловленные этим коррозия и вымывание топлива, в свою очередь, усиливают выход осколков деления, в результате чего ещё более существенно повышается радиоактивность теплоносителя в контуре.
Трещины в оболочках могут возникать в результате следующих причин:
Появления недопустимых внутренних напряжений, связанных с действием статических, динамических и вибрационных нагрузок, температурных напряжений, обусловленных наличием резких температурных градиентов как по радиусу, так и по длине твэлов;
Объёмных изменений топлива, обусловленных радиационным ростом, распуханием, фазовыми превращениями горючего и приводящих к появлению сил, стремящихся разорвать оболочку; недопустимого повышения давления внутри твэлов газообразных продуктов деления;
Изменения структуры и физико-механических свойств материала оболочки под действием облучения или в результате диффузионного взаимодействия материалов топлива и теплоносителя с оболочкой, например насыщения оболочек водородом;
Длительного коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя, а также в результате транс- и межкристаллитной коррозии под напряжением в присутствии ионов хлора и свободного кислорода (в водоводяных ректорах при использовании оболочек из нержавеющих сталей);
Дефектов, допущенных при изготовлении твэлов (неоднородность материала оболочки, наличие рисок на поверхности оболочки, низкое качество сварки и т. п.).
В некоторых случаях под действием тех же причин наблюдается изменение формы и размеров твэлов, например искривление, что может приводить к значительным общим и локальным изменениям в распределении топлива и теплоносителя по технологическому каналу и, как следствие, местным перегревам и разрушению твэлов.
В связи с тем, что твэлы представляют собой тела с внутренними источниками тепла и работают при высоких температурах и больших удельных энерговыделениях, наибольшая опасность для них возникает при внезапном прекращении охлаждения. Прекращение подачи теплоносителя в активную зону приводит, как правило, к расплавлению твэлов за счёт остаточного энерговыделения (выделение энергии в процессе радиоактивного распада накопленных осколков деления ядерного топлива). В остановленном реакторе вследствие выделения энергии радиоактивного распада осколков деления, накопленных в твэлах, необходимо охлаждение последних в течение длительного времени после остановки. В противном случае возможно расплавление активной зоны в остановленном реакторе.
Особое внимание при эксплуатации ППУ должно быть обращено на организацию контроля и поддержание требуемого водно-химического режима.