Эра ядерной энергетики или неизбежность роста научного потенциала

Описывая в своей статье  преимущества и недостатки традиционных источников энергии не могу не коснуться и Ядерной Энергетики, как одной из эффективных, на мой взгляд, видов энергетики. И дело тут не в том, что традиционные виды энергии не эффективны, нет даже наоборот. Вся проблема в том, что в развивающемся мире доля энергии и тепла неуклонно растёт, а подходящего источника, имеющего такой же потенциал и экономичность на мой взгляд нет, да и на создание альтернативы требуется время, а его, как говориться у нас нет.

Начнём с того, что какие требования и условия безопасности должны предъявляться к тем или иным реакторам, будь то реактор советского образца типа РБМК - реакторы (Реактор Большой Мощности Канальный ) использованные преимущественно в СССР и в России, либо современные реакторы типа РБМК-1000, реакторы 3-го поколения с многоступенчатой системой безопасности.  Авария на Чернобыльской АЭС показало, что предъявляемые требования по безопасности к реакторам недостаточны и требуют весьма конструктивных доработок. 

Рассмотрим основной принцип работы реактора типа РБМК.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы (тепловыделяющие элементы), частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы (сепарирование или удаление из пароводяной смеси о воздуха) . В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора (зона, где происходит взаимодействие топлива и теплоносителя через теплообменник). Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные (дополнительный подогрев) подогреватели и деаэратор (очистки от присутствующих в ней нежелательных газовых примесей), подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.  

Схема работы реактора типа РБМК

Технологическая конструкция реактора

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем (вещество для замедления нейтронов: в основном графитовые стержни, тяжёлая вода, бериллий);
• Отражатель нейтронов, окружающий активную зону (предотвращение утечки нейтронов в окружающую среду);
• Теплоноситель (вода);
• Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах:

1 — управляющий стержень;
2 — биологическая защита;
3 — теплоизоляция;
4 — замедлитель;
5 — ядерное топливо;
6 — теплоноситель.

Короткое описание и определение ТВЭЛа (Тепловыделяющего элемента)

В твэлах происходит деление тяжелых ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.
Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.
На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.

Остаточное тепловыделение или ядерная безопасность

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.
Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.
Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его останова. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора

 

РБМКП-2400, РБМКП-4800,  МКЭР (современные проекты)

Проекты РУ МКЭР являются эволюционным развитием поколения реакторов РБМК. В них учтены новые, ужесточившиеся, требования безопасности и устранены главные недостатки прежних реакторов данного типа.

Работа МКЭР-800 и МКЭР-1000 основана на естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными инжекторами. МКЭР-1500 ввиду больших размеров и мощности работает с принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой главными циркуляционными насосами. Реакторы серии МКЭР оснащены двойной защитной оболочкой — гермооболочкой (основная задача заключается в предотвращении выхода радиоактивных веществ)  : первая — стальная, вторая — железобетонная без создания предварительно напряжённой конструкции. Диаметр защитной оболочки МКЭР-1500 составляет 56 метров. 
Ввиду хорошего баланса нейтронов РУ МКЭР имеют весьма низкий расход природного урана (у МКЭР-1500 он составляет 16,7 г/МВт·ч(э) — самый низкий в мире)

Центральный зал РБМК-1500
(Игналинская АЭС в Литве)

 Как следует из выше сказанного, полностью запрещать и выводить из эксплуатации Ядерные реакторы считаю преждевременным и не обдуманным поступком. При правильном и грамотном подходе при эксплуатации АЭС вероятность ошибки мала, к тому же, сегодняшний уровень защиты позволяет беспрепятственно и долговременно (но с долей риска, как без него) эксплуатировать реакторы типа РБМК. 

В следующей главе хотел бы несколько слов рассказать об АЭС в Литве (Игналинская АЭС), которая считалась одной из самой мощной и передовой во всём Советском Союзе, а также имела ряд конструктивных преимуществ и доработок (вызванных необходимостью после аварии на Чернобыльской АЭС). В настоящее время реактор законсервирован, но возникшие проблемы энергетики усугубили и без того крайне непростую ситуацию в сфере энергетики, в момент продолжающегося кризиса (хотя отведённый срок эксплуатации позволяет непрерывно вырабатывать энергию до 2032 года!).