К вопросу о перспективах развития атомной энергетики
Часть первая. Реактор РБМК.
Введение
Среднестатистический читатель при словах «атомная энергетика» впадает в беспокойство, поскольку это словосочетание вызывает стойкие ассоциации с чем-то непредсказуемым, опасным и секретным.
Действительно, история атомной энергетики отмечена и такими вехами, как:
1. авария ядерного реактора на атомной электростанции (АЭС) Три-Майл-Айленд (The Three Mile Island) в марте 1979 года. Самая тяжёлая ядерная авария в США, сопровождавшаяся частичным расплавлением активной зоны реактора, выбросом радиоактивных газов в атмосферу и утечкой радиоактивной воды;
2. авария на четвёртом энергоблоке Чернобыльской АЭС – крупнейшая за всю историю атомной энергетики. Авария привела к полному разрушению реактора и обрушению строительных конструкций 4-го энергоблока, выбросу топлива и продуктов его деления из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Облако от горящего реактора разнесло радиоактивные материалы на огромную территорию. Наибольшее выпадение их произошло на территории Украины (в районе, прилегающем к ЧАЭС), Белоруссии (от границы с Украиной до Могилёва) и юго-западной части Брянской области России;
3. авария на АЭС Фукусима-1 в марте 2011 года. Причиной аварии послужило сильнейшее землетрясение, вследствие которого было прервано энергоснабжение, что привело к остановке в работе системы охлаждения и перегреву активной зоны первого, второго и третьего реакторов. Вследствие перегрева активной зоны началось выделение водорода (пароциркониевая экзотермическая реакция, при которой цирконий окисляется кислородом молекулы водяного пара и выделяется свободный водород), с последующим взрывом. Активные зоны трёх реакторов расплавлены, здания энергоблоков разрушены.
Правительства некоторых стран (в частности, ФРГ) приняли решение о постепенном выводе АЭС из эксплуатации и замещении их на альтернативные источники энергии.
Я глубоко уважаю немецких инженеров и уверен, что рано или поздно они разработают технологии получения энергии из альтернативных источников в промышленных масштабах, тем более что одновременно разрабатываются и внедряются энергосберегающие технологии. Однако автор уверен, что в ближайшее время замещение будет происходить за счет российского газа.
Так что же, век атомной энергетики кончается, и она уходит в небытие?
Целью данной статьи является рассмотрение конструкций ядерных реакторов, находящихся в эксплуатации, их недостатков и преимуществ, а также перспективных конструкций ядерных энергетических установок и перспективе атомной энергетики в целом.
I. Реактор РБМК
Уран-графитовый реактор был первым в мире ядерным реактором. И произошло это по удивительно банальной причине – с помощью реакторов этого типа вырабатывался реакторный плутоний, который потом, после множества технологических операций превращался в плутоний оружейный. Первым в мире исследовательским реактором была "Чикагская поленница" (Chicago Pile-1). Реактор был собран под трибунами стадиона в Чикаго. Каждый слой графитовой кладки фиксировался деревянной опалубкой. Система аварийной защиты представляла собой кадмиевые стержни, подвешенные на веревках. В случае аварии веревку надо было перерубить. Первым в мире полупромышленным реактором для получения плутония (и трития) был графитовый реактор Х-10 в Оук-Ридже (Oak- Ridge), штат Теннесси. 1248 горизонтальных топливных каналов, охлаждаемых воздухом, загружались операторами с фронтальной стороны реактора. Одновременно облученные урановые стержни, как фарш из мясорубки, выталкивались с противоположной стороны и по желобам падали в воду охлаждающего бассейна. Процесс загрузки урановых стержней в топливные каналы показан на фото 1.
Фото 1. Загрузка урановых стержней в реактор X -10 в Оук-Ридже.
Там же, в Оук-Ридже, находился завод Y-12 по обогащению урана 235 электромагнитным методом. На фото 2 показан зал управления завода Y-12.
Фото 2. Зал управления завода Y -12 в Оук-Ридже.
Это интересно. Женщина, показанная на переднем плане на фото 2, много лет не знала о конечной цели своей работы, настолько на заводе все было засекречено. Узнала она о ней много лет спустя, увидев себя на фото в открытой печати. Как писал в своих мемуарах руководитель Манхэттенского проекта генерал Гровс: "Мы просто убедились, что каждый участник проекта четко понимает свою задачу, не более того".
Другой завод по обогащению урана газодиффузионным методом КА-25 располагался в том же Оук-Ридже. Панорама завода К-25 показана на фото 3.
Фото 3. Панорама завода К-25 по обогащению урана U -235 газодиффузионным методом.
Изображение первого в мире промышленного реактора "В" в Хэнфорде (Hanford Site) с горизонтальным расположением каналов и водяным охлаждением, вырабатывавшего до 6 кГ плутония в месяц, приведено на фото 4. В настоящее время реактору "В" присвоен статус объекта исторического наследия США.
Фото 4. Первый в мире промышленный реактор “ B ” для выработке плутония в Хенфорде.
Автор искренне считает, что его читатели – исключительно мирные люди, из которых никто не собирается собирать атомную бомбу дома, на кухне, на коленке. Процессы эти большей частью смертельно опасные, да и не у всех есть допуск соответствующей формы. Поэтому вопрос получения плутония с помощью уран-графитовых реакторов мы опустим.
Первый отечественный, он же первый в Евразии уран-графитовый реактор (в то время говорили «урановый котёл») был запущен в Лаборатории № 2 Академии наук СССР (впоследствии ЛИПАН, Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова) в среду 25 декабря 1946 года в 19 часов на картофельном поле у деревни Щукино под Москвой. Назывался он Ф-1, что означает «физический первый». Располагается котёл в сооружении под названием «монтажка» или монтажные мастерские, названном так из соображения секретности.
Фото 5. Первый на Евразийском континенте ядерный реактор в деревне Щукино.
Строительство реактора в палатке с часовым на входе (здания монтажных мастерских ещё не существовало) показано на фото 5, изображение одного из вариантов кладки реактора - на фото 6.
Необходимо заметить, что было построено пять версий кладки блоков реактора, с постепенным увеличением числа блоков и приближением формы кладки к сферической. Пятый вариант как раз и был запущен 25 декабря 1946 г. В окончательном варианте графитовые блоки были размером 100х100х600, в каждом блоке было по три отверстия длиной 100 мм и диаметром 32 мм для цилиндров из урана. Графитовых слоев было 62. Системы охлаждения не было, и тепло рассеивалось в объёме графита. В случае перегрева графитовой кладки котёл охлаждался потоками воздуха от вентиляторов. На реакторе удалось получить первые облученные образцы урана, которые передавались в НИИ неорганических материалов (знаменитую «девятку»), руководимый А.А. Бочваром, для отработки технологии получения плутония.
Фото 6. Ядерный реактор внутри палатки в деревне Щукино.
Здание монтажки в 50-х годах изображено на фото 7.
Это интересно. Когда Лаврентию Павловичу доложили о пуске реактора, он не поверил и на следующий день приехал в деревню Щукино. Пришлось Курчатову повторить пуск реактора ещё раз.
Фото 7. Здание монтажных мастерских.
Интересно, что реактор работает до сих пор и используется для калибровки измерителей потоков нейтронов. Пульт управления реактором показан на фото 8.
Фото 8. Пульт управления реактором Ф-1.
В настоящее время реактору Ф-1 присвоен статус памятника науки и техники.
Это интересно. Первый в мире исследовательский реактор "Чикагская поленница" развивал в среднем мощность в 1 Вт (в пике до 200 Вт). Первый отечественный исследовательский реактор "Ф-1"развивал мощность в целых 20 Вт (в пике на два порядка больше).
В основе водографитового канального реактора РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) лежат те же физические принципы, что и в Ф-1. РБМК был разработан в НИИ-8 (Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники НИКИЭТ) под руководством академика Н.А. Доллежаля.
Фото 9. Разрез реактора РБМК.
Конструктивно (см. фото 9) реактор представляет собой объемную конструкцию, собранную из 2488 вертикальных графитовых колонн. Колонны собираются из блоков прямоугольной формы с основанием 250х250 мм. Графит блоков должен быть высочайшей чистоты, иначе не избежать поглощения нейтронов, которое погубит цепную реакцию. И вот из этих графитовых колонн собирается конструкция, в сечении представляющая многоугольник, вписанный в круг. Через всю конструкцию проходят каналы: в верхней и нижней части труба из нержавеющей стали, а в средней (там, где активная зона) - из сплава циркония. Всё это заключено в металлический кожух, а сверху располагается разгрузочно-загрузочная машина. Общую высоту этого сооружения можно оценить так: те из моих читателей, кто ездил на электричке с Ярославского вокзала, могли видеть в конце платформы справа стену с колючей проволокой поверху, а за стеной – высокую кирпичную башню прямоугольного сечения. Высота этой башни примерно соответствует высоте всего сооружения.
Любознательный читатель спросит – а для чего тут вообще нужен сверхчистый графит? Что будет, если его исключить совсем? А ничего не будет. Цепная реакция не пойдет. Всё дело в том, что ядро U235 может захватывать нейтроны, обладающие энергией, лежащей в довольно узком диапазоне. А нейтроны, рождающиеся при делении ядер U235, обладают слишком большой энергией, и не могут быть захвачены ядрами урана. Задача графита как раз состоит в том, чтобы затормозить нейтроны до энергии захвата. Соответственно выбирается геометрия расположения каналов тепловыделяющих сборок (ТВС) и расстояния между ними. А задача системы управления и защиты (СУЗ) состоит в том, чтобы регулировать поток нейтронов, из чего выбирается геометрия расположения каналов СУЗ.
Опять-таки, если читатель любознательный, он скажет – ну ладно, ядра делятся, нейтроны летят, графит их замедляет, нейтроны захватываются новыми ядрами. Расщепились новые ядра, разлетелись осколки и нейтроны, пошла цепная реакция. Это всё понятно. А энергия, откуда она взялась?
Хороший вопрос.
Для начала необходимо отметить, что энергия связи нечётных нейтронов в ядре существенно меньше энергии связи чётных нейтронов. Это означает, что ядра таких элементов, как 235U, 239Pu могут расщепляться нейтронами с малой кинетической энергией, более того, способны к самопроизвольному делению.
В результате захвата ядром нейтрона образуется составное ядро, которое находится в возбужденном состоянии. Но состояние это неустойчивое (время жизни такого ядра составляет ~10−14 секунды), после чего ядро делится на осколки (как правило, разные по массе), плюс 2 или 3 нейтрона. Оказывается, что если взять и сложить массы частиц до деления, т.е. массу ядра урана и массу нейтрона М1+М2 и сравнить с массой частиц и нейтронов, образовавшихся после деления (М3+М4), то обнаружится, что М1+М2>М3+М4. Куда же делась масса? Ведь закон сохранения никто не отменял! А превратилась она в кинетическую энергию осколков деления.
Рассмотрим этот процесс подробнее. Читателю не стоит пугаться, поскольку здесь – чистая арифметика.
Полные энергии частиц до деления и после равны (это следует из закона сохранения):
Е1+Е2=Е3+Е4 (1)
где Е1 и Е2 - полные энергии частиц до деления, а Е3 и Е4 – полные энергии частиц после деления. В свою очередь полная энергия частицы равна сумме энергии покоя и кинетической энергии (эта формула известна со времён Альберта Эйнштейна):
Е=МС²+е (2)
где МC²- энергия покоя, а е – кинетическая энергия. Подставляя формулу (2) в выражение (1) получаем:
М1С²+М2С²+е1+е2=М3С²+М4С²+е3+е4 (3)
Разность суммарных кинетических энергий частиц до деления и после называется энергий выхода реакции:
(е3+е4)-(е1+е2)=Q (4)
где Q – энергия выхода реакции.
Из (3) и (4) следует, что
М1+М2=М3+М4+Q/C² (5)
Таким образом, в случае Q>0 речь идет об экзоэнергетических реакциях, т.е. реакциях с выделением энергии.
Это грустно. О том, что формула Эйнштейна работает, хорошо помнят жители японских городов Хиросима и Нагасаки. 6 и 9 августа 1945 года на эти несчастные города были сброшены бомбы "Малыш" и "Толстяк". Одного грамма вещества этих бомб, превратившегося в энергию, хватило на то, чтобы испепелить эти города и уничтожить несколько сотен тысяч мирных жителей.
Теперь, когда мы разобрались с физическими процессами, протекающими в реакторе, продолжим рассмотрение его устройства.
Теплоноситель, которым в данном случае является вода, прокачивается по каналам (снизу вверх!), вода нагревается и превращается в пароводяную смесь. Пароводяная смесь в сепараторах разделяется на пар и на воду. Пар поступает на каскад турбин: турбина высокого давления, четыре турбины низкого давления. Вал турбин соединен с валом генератора, который вырабатывает любимый нами трехфазный электрический ток. Пар после турбин конденсируется и смешивается с водой из сепаратора. Далее вода с помощью циркуляционных насосов поступает опять в каналы реактора. Как видно из описания, вся система имеет один замкнутый контур.
Тепловыделяющие сборки – очень тонкая, я бы сказал, ажурная часть реактора (см. фото 10). Восемнадцать тепловыделяющих элементов диаметром 13,5 см расположены по двум концентрическим окружностям (6 и 12 штук) вокруг несущего стержня. При общей длине кассеты порядка десяти метров (ТВС – около 7 метров) диаметр её – несколько сантиметров. При этом вся конструкция должна выдерживать высокий поток нейтронов, температуру и давление пароводяной смеси. Максимальная температура внутри ТВС достигает 2100 Сº.
Фото 10. Образцы тепловыделяющих сборок на стенде компании ТВЭЛ Госкорпорации Росатом.
Перегрузка топлива (ТВС) может осуществляться с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) без остановки реактора. РЗМ имеет герметичный пенал (так называемый скафандр), который уплотняется по верхнему торцу канала, в нем создается давление воды, равно давлению воды в канале, затем снимается запорная пробка канала, вынимается тепловыделяющая сборка, монтируется новая сборка, снова устанавливается запорная пробка. Всё это время циркуляция воды в канале не прекращается.
Конструкция реактора РБМК и связанных с ним турбин и агрегатов очень интересна с технической точки зрения, например из вышесказанного ясно, что турбины вращаются радиоактивным паром, что требует конкретных технических решений для отвода конденсата и предотвращения прорыва пара через уплотнения на торцах турбин. Уникальны главные циркуляционные насосы и система трубопроводов и запорных механизмов. Но целью данной статьи не является подробное рассмотрение конструкции всех механизмов АЭС. Любознательного читателя мы отправим за более подробной информацией к ссылкам, а сами займемся рассмотрение положительных и отрицательных качеств реактора РБМК.
К достоинствам реакторов типа РБМК необходимо отнести низкую степень обогащения по урану 235 (порядка 1,8 ÷2,4 %) и как результат более дешевое топливо, отсутствие необходимости в производстве сложных и выдерживающих большое давление и температуру корпусов реакторов, возможность замены топлива без остановки реактора, отсутствие сложных и дорогих парогенераторов. Кроме этого, конструкция реакторов этого типа отработанная и надежная. При грамотной эксплуатации реакторов РБМК обеспечивается их многолетняя безаварийная работа.
К отрицательным качествам необходимо отнести конструктивный дефект первых реакторов. Он связан с конструкцией стержней СУЗ и называется концевым эффектом. Дело в том, что высота активной зоны равна 7 метрам, соответственно и длина участка стержня СУЗ из карбида бора также равна семи метрам. Это – поглотитель нейтронов. При этом длина канала ниже активной зоны равна пяти метрам. Вследствие этого участок стержня ниже поглотителя, выполненный из графита, также имеет длину 5 метров. Концевой эффект проявляется при введении стержня из крайнего верхнего положения. Вода, сильнее поглощающая нейтроны, вытесняется графитом, который (мы помним это!) замедляет нейтроны до энергии захвата. Таким образом в нижней части активной зоны развивается положительная реактивность и повышается выделяемая мощность. Удивительно, но разработчик (НИКИЭТ) знал об этом конструктивном дефекте, были разосланы циркулярные письма, однако никто ничего конкретно не сделал для устранения дефекта.
Кроме этого у реактора есть свои особенности, а именно: положительный паровой коэффициент реактивности. Это означает, что повышение интенсивности парообразования способствует возрастанию мощности реактора. Нельзя забывать про эффект йодной ямы, когда при снижении мощности реактора или его остановки происходит накопление изотопа иода-135, который (период полураспада 6,5 часов) в результате излучения электрона (β-распад) превращается в ксенон-135. А вот он очень хорошо поглощает нейтроны. На 4-м блоке ЧАЭС из-за возникновения иодной ямы произошел «провал мощности» реактора. Дежурная смена попыталась поднять мощность реактора выведением стержней СУЗ в крайнее верхнее положение. Результат известен. Интересно, что после аварии на ЧАЭС НИКИЭТ в Минсредмаше часто называют "НЕКУЁТ".
Итак, перейдём к выводам.
При несомненных преимуществах реакторов типа РБМК, репутационные потери вследствие аварии на 4-м блоке ЧАЭС настолько велики, что трудно представить, что у современных модификаций реакторов этого типа (МКЭР) есть серьёзные перспективы.
Таким образом реакторы типа РБМК как реакторы будущего нами отвергаются.
Это интересно. 15 апреля 2010 года в 12:00 местного времени (8:00 мск) был остановлен последний в мире реактор по наработке оружейного плутония АДЭ-2 в ЗАТО Железногорск (он же Красноярск-26). Реактор проработал 46 лет - это мировой рекорд, ни один промышленный реактор в мире не работал так долго! Церемония останова реактора АДЭ-2 показана на фото 11. Последние годы он работал в режиме выработки электроэнергии и тепла для города. АДЭ-2 расположен в огромном зале, пробитом в горе (по типу NORAD в горе Шайенн). Всего таких реакторов в горе построено три (АД, АДЭ-1 и АДЭ-2). Первые два реактора охлаждались проточной водой из Енисея (с использованием пруда-отстойника), у АДЭ-2 был полноценый замкнутый контур охлаждения. Руководителем работ был заслуженный работник МСМ, почетный гражданин Железногорска и просто замечательный человек Гедройц Борис Алексеевич.
Фото 11. Останов последнего в мире реактора по наработке оружейного плутония АДЭ-2 в ЗАТО Железногорск.
Список литературы:
1) Кабакчи С. А., Булгакова Г. П. Радиационная химия в ядерном топливном циклеРХТУ им. Д.И.Менделеева (1997).
2) «Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ». Журнал «Атомная энергия», т. 61, вып. 5, ноябрь 1986 г.
3) Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.
4) Сайт студентов-разработчиков реакторов. Конструкции и описание реакторов .
5) Расщепление_ядра mobwiki.ru› Статья в мобильной библиотеке.
6) Хэнфордский комплекс. Статья в Википедии.
7) Графитовый реактор "Х-10" в Оук-Ридже. http//ornl.gov/info/news/cco/graphite.shtml
8) Исследовательский реактор Ф-1. ациональный исследовательский центр Курчатовский институт. http://www.kiae.ru/pages/main/6015/7140/shtml
9) И. Ларин. Реактор Ф-1 был и остается первым. http://elementy.ru/lib/430503
10) Информационный сайт города Железногорска. http://www.admk26.ru/o_gorode/pochetnye_grazhdane
11) Видео останова последнего в мире боевого реактора в ЗАТО Железногорск (Красноярск-26): https://youtu.be/e7SKS12-Bn8 Для просмотра копируем ссылку в YouTube.
12) Схемотехническое изображение разреза реактора РБМК (фото 9) взято с сайта ecoatominf.ru
© Александр Некрасов, 2012
© Фотогалерея ЛЭП «POWERLINER»