АЭС устроены сложно. И всё же объяснить, как они работают, можно простым языком. Основы работы атомной станции очень часто ускользают в сложных описаниях процессов. Читатель без подготовки теряется и ему очень сложно уловить суть. Давайте разбираться.
Атомный энергоблок состоит из двух основных частей. Их принято называть ядерным и турбинным островами.
Тепло вырабатывается в первом, преобразование тепловой энергии в электрическую происходит во втором. Обе части очень сложны и имеют определённый набор элементов, общий для всех атомных энергоблоков.
В состав ядерного острова входит реактор и всё оборудование, ответственное за получение тепла в реакторе и передачу его турбинному острову. Давайте подробнее остановимся на реакторе.
Если в качестве основного делящегося нуклида реактор использует уран-235, то он работает на медленных или, как иначе говорят, на тепловых нейтронах. При спонтанном делении урана-235 образуются быстро летящие нейтроны, и ему необходимо иметь вещество, замедляющее нейтроны - замедлитель. Почему так? Потому что уран-235 гораздо легче делится нейтронами на низких скоростях. Если нейтрон летящий в ядро, будет слишком быстрым, то он с большей вероятностью отскочит от ядра и полетит дальше, в то время как медленный нейтрон поглотится (“прилипнет” к ядру), увеличит расстоянием между частями ядра достаточно, чтобы ослабли очень сильные ядерные силы (см. Капельная модель ядра), электрические силы отталкивания их перебороли, в результате осколки ядра разлетятся в разные стороны (из школьного курса физики мы знаем, что заряды с одинаковым знаком отталкиваются).
Сечение деления – это вероятность того, что ядро разделится в результате столкновения с нейтроном. Можно увидеть, что вероятность деления у урана-235 при очень низких энергиях нейтрона очень высока (обведена жёлтым), в то время как нейтронами высоких энергий он делится с меньшей вероятностью (Подробнее см. Нейтронный захват). У урана-238 ситуация обратная, для этого нуклида вероятность деления нейтронами высоких энергий гораздо выше, чем нейтронами низких энергий, которыми он практически не делится. При маленьких скоростях он чаще захватывает нейтрон и после двух бета-распадов превращается в плутоний-239.
В быстром или медленном реакторе всегда происходит наработка плутония-239, который активно делится и частично участвует в процессе выработки тепла. Кстати, плутоний-239 лучше делится тепловыми нейтронами нежели быстрыми, поэтому с оговорками он может быть использован в составе свежего топлива на медленных реакторах.
Так нарабатывается плутоний-239
Соотношение наработанного плутония к поделившемуся нуклиду в процессе эксплуатации называют коэффициентом воспроизводства. Это ложь, что плутоний можно получить только в быстрых реакторах, правда в том, что в них можно получить его больше, чем было загружено урана-235. В «медленных» реакторах коэффициент воспроизводства составляет около 0,5, то есть на каждые два поделившихся ядра мы получаем одно ядро плутония-239. На быстрых реакторах этот показатель зачастую больше единицы, на каждые 10 поделившихся ядер урана-235 мы получаем 12 ядер плутония-239. Поэтому эти реакторы называются размножителями (или бридерами, от английского breed), при выгрузке можно получить больше делящегося нуклида, чем при загрузке.
Нейтроны рождаются быстрыми, их скорость составляет порядка сотен тысяч километров в секунду, для успешного взаимодействия и деления ядра нейтрон должен замедлиться до десятков километров в секунду. Медленные нейтроны называют тепловыми, поскольку их поведение описывается уравнением газовой кинетики и их энергию можно сопоставить с тепловой энергией движения молекул газа. Вот и появляется понятие «нейтронного газа», который, по сути, представляет из себя поле свободных нейтронов (поле в математическом смысле — распределение нейтронов по пространству реактора, подробнее здесь глава 8, стр. 172-174).
Для замедления нейтронов в основном используют (по порядку снижения замедляющих свойств):
1) Тяжёлую воду (в энергетической области развитие получили реакторы типа CANDU)
2) Графит
3) Легкую воду
Спектры нейтронов в быстром и медленном реакторах
Можно увидеть, что в спектре нейтронов теплового реактора большая доля нейтронов – тепловые, но поскольку нейтроны рождаются быстрыми, то в реакторе присутствует весь спектр нейтронов: какие-то только появились, а какие-то ещё замедляются.
Нейтроны в любом реакторе могут быть любой скорости: даже в реакторе без замедлителя нейтроны со временем будут терять скорость, даже в тепловом реакторе будут нейтроны, которые еще не успели замедлиться. Вопрос лишь в процентном соотношении.
Количество нейтронов, рождающихся при делении, в среднем 2 для урана‑235 и 3 для плутония‑239. Это означает, что если каждый нейтрон будет приводить к делению, реакция будет ускоряться. Такой принцип используется в атомной бомбе: если максимальное количество нейтронов будет приводить к делению, рост выделяемой энергии будет экспоненциальным. Однако нейтроны могут поглощаться не приводя к делению.
Для того чтобы реактор можно было контролировать и регулировать его мощность, коэффициент размножения (читай отношение числа новых нейтронов к числу нейтронов предыдущего поколения, которые спровоцировали их появление) должен быть равен единице. То есть один влетевший в ядро нейтрон провоцирует появление при делении одного нового нейтрона, который вызовет деление. Это достигается за счёт различных ухищрений.
Ядро нельзя заставить испустить один нейтрон при делении, но можно отобрать у него лишние. Часть нейтронов покидает активную зону, часть нейтронов поглощается без деления, и эти процессы управляемы. В зависимости от этого меняется и эффективный коэффициент размножения нейтронов. Чтобы его скорректировать и приблизить к единице, вносят определенные изменения в воду (добавляя бор), поднимая или опуская регулирующие стержни, либо изменения вносятся сами в силу естественных природных процессов (Подробнее см. Коэффициент размножения нейтронов).
Пример: В водо-водяном реакторе один из примеров - температура воды. Вода стала горячее -> плотность её стала ниже -> нейтроны реже сталкиваются с молекулами воды -> хуже замедляются -> происходит меньше делений -> коэффициент размножения падает, а значит и реакция протекает более вяло.
Параметр, который меняется – это реактивность, ρ. Она бывает как положительной, так и отрицательной. В примере с водой в ВВЭР реактор имеет отрицательный температурный эффект реактивности, это значит, что чем выше температура, тем больше падает реактивность и наоборот, чем ниже температура, тем реактивность растёт сильнее.
Но и это не всё. При делении образуются осколки, то есть ядра других элементов, которые тоже могут поглощать нейтроны, испускать различные частицы, мешать работе реактора и вообще существенно влиять на мощность. Ведь что получается, делящихся нуклидов из-за распада становится всё меньше, осколков всё больше, а мощность надо поддерживать. Вот и получается, что нужно вводить положительную реактивность во время работы реактора, поэтому на самом деле коэффициент размножения чуть-чуть больше обозначенной ранее единицы, например, 1,0004.
Осколки деления, чьё сечение поглощения (читай вероятность захвата нейтрона ядром) значительно превышает сечение поглощения урана-235 называют отравителями или ядами. Два главных отравителя в активной зоне — это ксенон-135 и самарий-149, остальные осколки называются шлаками, вероятность того что нейтрон будет захвачен шлаком не такая большая, как для ксенона, самария и урана, но поскольку она ненулевая, то всё больше нейтронов уходят вникуда.
Ксеноновое отравление реактора
Стандартная картинка для пояснения процесса. Когда мощность снижают, то повышается количество ядер ксенона в активной зоне (N_Xe) и падает реактивность (нижний график). Это и есть та самая йодная яма, которую упоминают при обсуждении Чернобыльской аварии. Из-за большой концентрации ксенона мощность нельзя поднимать сразу после остановки реактора, иначе ксенон будет поглощать очень много нейтронов, а когда он в результате выгорит или распадется, и мы избавимся от ксеноновой ямы, мощность вырастет скачкообразно. Поэтому нельзя многократно, часто и резко менять мощность реактора. С самарием ситуация аналогичная. Из-за этих процессов атомные станции работают в базовом режиме в отличии от газотурбинных ТЭС, и их мощностью нельзя маневрировать в течении дня.
Понятийно процесс не сложный, но сложна физика процесса и существует огромное количество компонентов, участвующих в формировании коэффициента размножения.
В медленном реакторе должны использоваться материалы, максимально замедляющие нейтроны. При этом нужно контролировать утечку нейтронов из активной зоны, чтобы на станции можно было работать. Для этого надо подбирать нужное обогащение топлива, параметры теплоносителей и конструкционные материалы, выдерживающие столь высокие нейтронные нагрузки, но и стоящие разумных денег. К тому же между твэлами расстояние должно быть достаточно большим, чтобы нейтроны успели замедлиться до достаточно низких энергий и провзаимодействовать с топливом, но и достаточно малым, чтобы нейтроны не покидали активную зону достаточно интенсивно и чтобы они не успели захватиться вне топлива. Таким образом сформировалась традиционная активная зона реактора с водой под давлением:
Топливо в таблетках, между топливом и оболочкой гелий, во время эксплуатации топливо неизбежно распухает, поскольку в нём накапливаются продукты деления и шлаки (осколки, которые пользы не несут, а только мешают работе реактора). Оболочка выполнена из циркония толщиной в 0,5 мм, а вода в первом контуре находится под давлением около 160 атмосфер при температуре 290–330 °C. При таком давлении вода кипит при температуре 348 °C, поэтому в первом контуре вода всегда остаётся в жидком состоянии. Вода первого контура отдаёт тепло в парогенераторе, и её температура снижается с 330 до 290 градусов, возвращается в реактор и процесс повторяется.
Типичный двухконтурный блок АЭС
В кипящих реакторах типа РБМК вода в первом и единственном контуре превращается в пар в реакторе, но из-за температурных ограничений давление там не так велико, как в ВВЭР и составляет всего 65 атмосфер с температурой 280 °C на выходе. При таких параметрах пар является влажным, влага опасна для лопаток турбины (представляете что могут сделать маленькие капли воды несущиеся на огромной скорости в стальные лопатки турбины?), поэтому её отделяют в барабанах-сепараторах и на турбину идёт сухой насыщенный пар. А после турбины всё, как и везде, пар превращается в воду в конденсаторе, вода идёт в реактор, где превращается в пар.
Типичный одноконтурный блок АЭС
По сути процесс в турбинной части у обоих реакторов схож по параметрам, но отличие в том, что в РБМК пар радиоактивен, в то же самое время у ВВЭР вода второго контура нерадиоактивна, а вода первого контура значительно радиоактивнее воды и пара в РБМК, поскольку вода является основным замедлителем нейтронов, у РБМК замедлителем является графит.
Из-за таких различий блоки типа РБМК или BWR требуют создания зоны контролируемого доступа во всех помещениях станции, в то время как блоки типа ВВЭР и PWR требуют тщательного контроля получаемой дозы только в помещениях реакторного острова. Получается что на блоках ВВЭР люди, работающие с турбиной и сидящие за пультом управления (находится за пределами реакторных помещений), не нуждаются в ношении специальной одежды, в то время как на РБМК все всегда проходят радиационный контроль и находятся в сменной белой одежде как за блочным пультом управления, так и в турбинных помещениях.
! Обратите внимание, что ни на одной принципиальной схеме нет прямого взаимодействия с окружающей средой, теплоноситель, взаимодействующий с реактором, всегда находится в замкнутом закрытом контуре на любой атомной станции.
Значительно отличаются быстрые реакторы. В них недопустимо использование в материалах реактора материалов, замедляющих нейтроны, а теплоноситель не может содержать лёгких ядер, поэтому вода не подходит. Выход был найден в виде жидких металлов. Также они имеют преимущество перед водой, поскольку обладают очень большой теплоотдачей. Высокая температура и плотность теплоносителя первого контура позволяют использовать перегретый пар во втором, что повышает эффективность генерации электричества.
В дальнейшем я расскажу о тепловом цикле, что он из себя представляет и почему пар обязательно надо превращать в воду в конденсаторе. Поговорим о том, что из себя представляет парогенератор и узнаем, почему нельзя просто взять и сделать реактор на плутониевом и ториевом топливе.
Смотрите предыдущую статью об реакторах-эндемиках Канады CANDU:
Пятничное познавательное. Канада и CANDU
