Всякое новое открытие человечества имеет как положительные, так и отрицательные результаты своей эксплуатации. Так, например, атомные электростанции, деятельность которых уже очень давно находиться под прицелом противников и приверженцев таких электростанций. В мире уже существует множество «народных» мнений по поводу полезности или вредительства атомных электростанций. Например, говорят о том, что в земной коре скоро не будет существовать урана. «Это стопроцентный миф»,–утверждают ученые. Кроме того, урана на Земле хватит ещё минимум на пятьсот лет, если, конечно, деятельность человечества не погубит Землю раньше. Ученые утверждают, что атомные электростанции экологически чище, чем ветряные электростанции в полтора раза. По сравнению с газовыми электростанциями, атомные электростанции выбрасывают в атмосферу в двадцать пять раз меньше углекислого газа, угольными – в пятьдесят раз.
Ни для кого не секрет, что сегодня атомные электростанции являются одними из главных поставщиков электроэнергии для бытового потребления и промышленности. Важно отметить, что впервые электростанция была построена еще в Советском Союзе в городе Обнинске. Изначально мощность электростанции составляла порядка пяти МВт. Однако именно после постройки Обнинской атомной электростанции и началось массовое строительство атомных электростанций и использование «мирного» атома.
На сегодняшний день в мире сложилась достаточно сложная ситуация – с одной стороны, изготовление электрической энергии при помощи атомных электростанций – это очень выгодный и недорогой способ производства энергии, а с другой – переработка атомов наносит огромнейший и непреодолимый ущерб окружающей среде. Как же быть?.. Особенно о вреде «мирного» атома ученые заговорили после катастрофы, произошедшей двадцать шестого апреля тысяча девятьсот восемьдесят шестого года. Напомним, что тогда произошел взрыв на Чернобыльской АЭС. И по сей день ученые ломают голову, какое же будущее ждет атомные электростанции и есть ли у них будущее?
Ни для кого не секрет, что на сегодняшний день одним из основных поставщиков электрической энергии для бытового потребления и промышленности являются атомные электростанции.
Интересным моментом является тот факт, что впервые атомная электростанция была построена еще в Советском Союзе в городе Обнинске. Изначально ее мощность была очень небольшой и составляла порядка пяти мегаватт.
Что касается принципа работы атомной электростанции, то он очень прост – это простое преобразование в электрическую энергию энергии тепловой. Говоря иначе, атомная электростанция работает по тому же принципу, по которому работают практически все тепловые электростанции. Отличается она лишь тем, что в качестве источника для нагревания воды используется энергия, которая получается при распаде ядер урана. А вот источником тепловой энергии в атомной электростанции служит непосредственно сам ядерный реактор. Ведь именно в нем и протекает контролируемая ядерная реакция.
В то время как кипящий реактор и системы с охлаждением водой под давлением стали для нас такими же обыденными, как автомобили и даже бридеры и высокотемпературные реакторы уже прошли основные испытания, промышленный термоядерный реактор - дело далекого будущего. Пока остаются нерешенными некоторые технические проблемы. Например, термоядерное топливо - изотопы водорода дейтерий и тритий - необходимо разогревать до температуры 100 миллионов градусов. Наградой за преодоление трудностей было бы решение всех энергетических проблем, так как переработка 1 кг дейтерия дала бы 24 миллиона кВт • ч энергии. Это соответствует энергии, получаемой из 3 миллионов тонн угля. Но ни один сосуд не выдержит таких температур. Поэтому делаются попытки удержать топливо с помощью мощных магнитных полей или разогревать малые порции топлива лазерными лучами, чтобы затем оно само выделяло энергию ядерного синтеза. Изучаются и «холодные» методы с применением особых частиц - мионов.
Итак, не считая водородной бомбы, техническое применение ядерного синтеза - дело будущего. Но, учитывая постоянное ускорение технического прогресса, можно предположить, что уже в XXI веке ядерный синтез займет важное место не только в энергетике, но и в освоении космического пространства.
Еще один перспективный тип реактора -высокотемпературный, где в качестве ядерного топлива, наряду с ураном, применяют торий-232, который, поглощая нейтроны, превращается в расщепляемый уран-233. Топливо готовится в форме мелких частиц с покрытием, помещенных в сферические графитовые капсулы размером с теннисный мяч. Графит служит здесь замедлителем. Вырабатываемую в котле энергию отводит газ, например гелий, нагреваясь при этом до 900°С. Газ передает тепловую энергию воде через теплообменник, вода испаряется, пар вращает турбины. У высокотемпературного реактора много преимуществ: высокий коэффициент полезного действия и высокие эксплуатационные температуры позволяют применять его, например, в химической промышленности при газификации угля.
Как мы уже видели, быстрые нейтроны поглощаются ядрами U-238 с образованием легкорас-щепляющихся ядер плутония, потенциально пригодных для выработки энергии. Это и используется в реакторах-размножителях (бридерах). Здесь в качестве расщепляющегося материала применяется плутоний-239, дающий при каждом распаде по 2-3 нейтрона. Один из них расходуется на поддержание цепной реакции, а остальные поглощаются ураном-238 с образованием плутония-239, то есть нового ядерного топлива, Таким образом, реактор как бы сам «высиживает» для себя новое топливо, причем в идеальном случае - даже большее количество, чем расходует. Этот механизм в незначительном масштабе реализуется и в других типах реакторов. U-238 намного более доступен, чем другие изотопы, и если в ближайшие столетия не удастся найти более безопасные энергоресурсы, бридеры, несмотря на большие технические проблемы при их строительстве, вероятно, станут важным элементом мировой энергетики. С помощью бридерной технологии можно вырабатывать энергию из бесполезного для других реакторов U-238, превращая его в расщепляемый материал, и, таким образом, использовать природный уран в 60 раз эффективнее, чем обычно. Превращение U-238 в плутоний лучше проходит под действием быстрых нейтронов, чем медленных. В бридерах на быстрых нейтронах для расщепления используют именно быстрые нейтроны, поэтому для нормальной работы в топливе должно быть повышенное содержание расщепляющегося материала, поэтому тепловыделяющие элементы в таких реакторах содержат 20-30% плутония и всего 70-80% U-238. Вследствие этого в бридеры на быстрых нейтронах загружают в 10 раз больше расщепляющегося материала, чем в ранее описанные типы реакторов, что, конечно, влечет за собой всевозможные трудности, опасности и проблемы. После такого предисловия легко дать описание бридера на быстрых нейтронах. Собственно реактор состоит из тепловыделяющих элементов, которые вырабатывают энергию, и воспроизводящих элементов, в которых формируется новый расщепляемый материал. Из-за повышенного содержания этого материала очень высок и уровень теплоотдачи. Поэтому реактор охлаждают жидким натрием, имеющим очень высокую теплопроводность, но, в отличие от воды, не выполняющим функцию замедлителя нейтронов. Итак, первичный натриевый контур отводит тепло от сердечника и передает его на вторичный натриевый контур, который превращает воду в пар, вращающий турбины для выработки электроэнергии.
В описанном выше кипящем реакторе турбину вращает пар, вырабатываемый непосредственно в котле. Но это не единственный способ. Существуют реакторы с водяным охлаждением под давлением. В них вода, входящая в контакт с сердечником реактора, не кипит, так как находится под таким огромным давлением, что остается жидкой даже при очень высоких температурах. Эта первичная вода через трубки парогенератора передает тепло так называемой вторичной воде, не вступая с ней в непосредственный контакт. При этом первичная вода охлаждается с 330°С до 290°С и подается обратно в сердечник реактора, а вторичная - закипает, превращается в пар и приводит в движение турбину и генератор. Первичная вода в сердечнике снова нагревается до температуры около 330°С, а специальное устройство поддерживает неизменное давление в контуре.
В типичном реакторе с водяным охлаждением под давлением мощностью 1300 МВт сердечник состоит из 200 тепловыделяющих элементов по 300 топливных стержней в каждом. Управление реактором осуществляется, во-первых, путем введения в первичный водный контур поглощающего нейтроны материала, содержащего бор, и, во-вторых, за счет использования кадмиевых регулирующих стержней, находящихся в верхней части сердечника. Вода первичного контура служит здесь, как и в кипящем реакторе, дополнительным замедлителем нейтронов. Кроме того, она выполняет еще и регулирующую функцию: если реактор слишком разогревается, плотность первичной воды падает, ее способность замедлять нейтроны снижается, число распадов снижается и система остывает до нужного уровня.
Оба вышеописанных типа реакторов относятся к классу легководных реакторов, то есть работающих на обычной -«легкой» воде (Н20), в отличие от систем, в которых используется для охлаждения тяжелая вода (D20).
Обогреваемый ядерной энергией котел кипящего реактора, заменяющий топочный котел обычной электростанции, также служит для испарения воды. Образующийся пар под давлением около 70 бар приводит в движение турбину, которая, в свою очередь, передает энергию генератору для выработки электричества.
В уже упомянутом котле реактора, имеющего в нашем случае стенки толщиной 16 см, находится сердечник реактора, через который прокачивают воду для испарения. Он состоит из примерно 800 тепловыделяющих элементов. Каждый тепловыделяющий элемент представляет собой вертикальный пакет из 64 топливных стержней, между которыми снизу вверх подается вода. Топливный стержень - это металлическая трубка, наполненная брикетами из ядерного топлива -преимущественно из обогащенного урана в форме диоксида урана (U02). При расщеплении ядер урана выделяется энергия, которая в форме тепла передается воде и испаряет ее. Одновременно вода выполняет функцию замедлителя, то есть тормозит испускаемые при распаде свободные нейтроны настолько, что они становятся способны расщеплять следующие ядра.
При распаде каждого уранового ядра испускается, как мы уже знаем, от 2 до 3 нейтронов. Если бы все они вызывали следующие распады, то реактор быстро вышел бы из-под контроля и стал вырабатывать слишком большое количество энергии. Чтобы это предотвратить, каждый реактор содержит специальное вещество, например, кадмий или бор, которое поглощает (абсорбирует) нейтроны в таком количестве, чтобы обеспечить равномерность выработки энергии.
Эти вещества помещают в так называемые регулирующие стержни, которые могут вводиться в сердечник реактора на требуемую глубину или наоборот - выдвигаться наружу. Чем сильнее этот стержень выдвинут из сердечника, тем меньше нейтронов он поглощает и тем больше распадов они вызывают. И наоборот: чем глубже регулирующий стержен введен, тем больше нейтронов поглощается и тем меньше энергии выделяется. Таким образом, манипулирование регулирующим стержнем позволяет четко управлять выработкой энергии, а при необходимости и совсем прекращать ее.
Когда запускают новый реактор, приходится для получения первых свободных нейтронов использовать специальные нейтронные источники. Далее, даже после перерывов в работе реактора, этого уже не требуется, так как топливные элементы уже испускают достаточно нейтронов, чтобы запустить цепную реакцию при выведении регулирующего стержня из сердечника.
На атомной электростанции энергию для превращения воды в пар получают не путем сжигания ископаемого топлива, а за счет расщепления ядер. Обычный котел уступает здесь место ядерному реактору - устройству для выработки ядерной энергии. В нем проводят управляемую цепную реакцию, при которой допускается расщепление ровно такого количества ядер, которое требуется для выработки электроэнергии.
Задача электростанций - выработка электроэнергии. В большинстве случаев сначала вырабатывается тепло, которое затем частично превращается в электроэнергию. Электростанции на ископаемом топливе работают за счет сжигания в огромных топках высотой до 100 м угля, газа или жидкого топлива. Выделяющаяся при этом тепловая энергия используется для нагревания и испарения воды в котле. Образующийся пар под давлением 170 бар с температурой 530°С направляется в турбину. Это большая машина, в которой есть вращающийся вал с закрепленными на нем лопатками. Пар давит на лопатки, как ветер на лопасти ветряной мельницы, вал вращается и приводит в движение связанную с ним динамо-машину - генератор. Генератор, подобно велосипедному динамо, вырабатывает электроэнергию, но в большем количестве - около 1000 мегаватт, достаточном для обеспечения электричеством большого города. Далее электроэнергия через трансформаторы и переключатели попадает в сеть. Пар, отдавший свою энергию на вращение турбины, теряет температуру и давление. Для повторного использования его нужно снова превратить в воду. Этот процесс происходит в конденсаторе, где пар соприкасается с трубами, по которым течет холодная вода, превращается в воду и отводится обратно в котел. При этом температура охлаждающей воды повышается с 25 до 35°С. Для охлаждения воды обычно используют градирни, где вода распыляется и падает с большой высоты, охлаждаясь от контакта с холодным воздухом. Охлажденную воду собирают и возвращают в конденсатор. При этом в градирне возникает тяга, как в камине, часть воды испаряется и уносится в атмосферу, образуя над градирней мелкие облачка.
Эти потери влаги на электростанции мощностью 1300 МВт составляют в среднем 1 кубический метр за секунду, а замена осуществляется из естественного источника воды.
В некоторых наиболее удачных случаях можно частично или полностью отказаться от градирен, используя речную или морскую воду непосредственно для охлаждения
