Ядерне паливо на АЕС. Атомні електричні станції

Використання ядерного палива в реакторах для виробництва теплової енергії має ряд найважливіших особливостей, зумовлених фізичними властивостями та ядерним характером процесів, що протікають. Ці особливості визначають специфіку атомної енергетики, характер її техніки, особливі умови експлуатації, економічні показникита вплив на навколишнє середовище. Вони зумовлюють також головні науково-технічні та інженерні проблеми, які мають бути вирішені за широкого розвитку надійної, економічної та безпечної атомної технології.

Найважливіші особливості ядерного палива, що виявляються при його енергетичному використанні:

1. висока теплотворна здатність, тобто. тепловиділення, віднесене до одиниці маси нуклідів, що розділилися;

2. неможливість повного «спалювання» (розподілу) всіх нуклідів, що діляться, за одноразове перебування палива в реакторі, т.к. в активній зоні реактора необхідно завжди мати критичну масу палива і можна спалити тільки ту її частину, яка перевищує критичну масу;

3. можливість мати часткове, за певних умов повне і навіть розширене відтворення (конверсію) нуклідів, що діляться, тобто. отримання вторинного ядерного палива з ядерних матеріалів, що відтворюються (238 U і 232 Th);

4. "спалювання" ядерного палива в реакторі не вимагає окислювача і не супроводжується безперервним скиданням в довкілля продуктів "згоряння";

5. процес поділу одночасно супроводжується накопиченням радіоактивних короткоживучих і довгоживучих продуктів поділу, а також продуктів розпаду, довгий часзберігають високий рівеньрадіоактивності. Таким чином, опромінене в реакторі і відпрацьоване в ньому паливо має надзвичайно високу радіоактивність і внаслідок цього залишковим тепловиділенням, що створює особливі труднощі у поводженні з опроміненим ядерним паливом;

6. ланцюгова реакція поділу ядерного палива супроводжується виходом великих потоків нейтронів. Під впливом нейтронів високих енергій (Е>0,1 МеВ) в опромінених конструкційних матеріалах реактора (оболонки твелів, деталі ТВС, внутрішньореакторні пристрої, корпус), а також у теплоносії та матеріалах біологічного захисту, в газовій атмосфері, що заповнює простір між реактором та його біологічним захистом, багато хімічно стабільних (нерадіоактивних) елементів перетворюються на радіоактивні. Виникає так звана наведена активність.

Висока тепловиділяюча здатність ядерного палива обумовлена значною внутрішньоядерною енергією, що вивільняється при кожному акті поділу важкого атома урану або плутонію. При згорянні органічного палива мають місце хімічні окислювальні процеси, що супроводжуються відносно малим енерговиділенням.

При згорянні (окисленні) атома вуглецю відповідно до реакції С+О 2 →СО 2 виділяється близько 4 еВ енергії на кожен акт взаємодії, у той час як при розподілі ядра атома урану 235 U+n→X 1 +X 2 виділяється близько 200 МеВ енергії за кожен акт поділу. Таке висококонцентроване виділення енергії в одиниці маси призводить до величезних термічних напруг. Перепад температури по радіусу твела досягає кількох сотень градусів.

Крім того, матеріали активної зони зазнають величезних динамічних і радіаційних навантажень, обумовлених потоком теплоносія і потужним радіаційним впливом на паливо і конструкційні матеріали потоків іонізуючих випромінювань високої щільності. Зокрема, радіаційний вплив швидких нейтронів викликає у конструкційних матеріалах реактора суттєві радіаційні ушкодження (крихкання, розпухання, підвищену повзучість). Тому до матеріалів, що застосовуються в реакторах, пред'являються особливі вимоги. Одне з них – найвищий ступінь чистоти від домішок (так звані матеріали ядерної чистоти). Завдяки цьому перерізу взаємодії та поглинання (що важливо для підтримки ланцюгової реакції поділу) нейтронів матеріалами є мінімальним.

Рівень вимог до складу та властивостей матеріалів, що використовуються в реакторобудуванні, виявився настільки високим, що ініціював розробку низки нових та досконалих технологій виробництва спеціальних матеріалів та напівфабрикатів, а також спеціальних методів та засобів контролю їх якості. В даний час розроблено та освоєно технологію промислового отримання таких матеріалів, як берилій, графіт ядерної чистоти, важка вода, цирконієві та ніобієві сплави, металевий кальцій, бористі та теплостійкі нержавіючі сталі, бір, збагачений ізотопом 10 В, рідкісноземельні елементи.

Висока калорійність обумовлює різке скорочення як маси, так і фізичних обсягів ядерного палива, необхідного для виробництва заданої кількості енергії. Тим самим зберігання та транспортування вихідної сировини (хімічного концентрату природного урану) та готового палива вимагають щодо малих витрат. Наслідком цього є незалежність розміщення АЕС від району видобутку та виготовлення ядерного пального, що суттєво впливає на вибір економічно вигідного географічного розміщення продуктивних сил. У цьому сенсі можна говорити про універсальний характер ядерного палива. Його ядерно-фізичні властивості всюди однакові, а економіка використання майже залежить від відстані до споживача. Можливість не пов'язувати розташування атомних станцій з місцем видобутку та виготовлення ядерного палива дозволяє економічно оптимально розміщувати їх по країні, максимально наближаючи до споживачів електричної та теплової енергії. Порівняно з електростанціями на органічному пальному АЕС не мають труднощів, пов'язаних із сезонними кліматичними умовами доставки та постачання паливом. Вилучені з надр і минуле переділ ядерні матеріали можуть зберігатися будь-яку кількість років за дуже малих витрат, не вимагаючи великих і дорогих складських приміщень.

Необхідність багаторазової циркуляції ядерного палива в паливному циклі та неможливість повного його спалювання, в ході одноразового перебування в реакторі обумовлена необхідністю підтримки ланцюгової реакції поділу. Ланцюгова самопідтримується реакція в активній зоні можлива тільки за умови знаходження в ній критичної маси матеріалу, що ділиться в заданій конфігурації і за певних умов уповільнення і поглинання нейтронів. Тому для отримання в реакторі теплової енергії, при роботі на розрахунковій потужності протягом заданого часу, необхідно мати в активній зоні понад критичної маси деякий надлишок нуклідів, що діляться. Цей надлишок створює запас реактивності активної зони реактора, необхідний досягнення заданої чи розрахункової глибини вигоряння палива. Вигорання ядерного паливав активній зоні реактора називається процес витрачання нуклідів, що діляться, первинних і вторинних, в результаті поділу при взаємодії їх з нейтронами. Вигоряння зазвичай визначається величиною виділеної теплової енергії або кількістю (масою) нуклідів, що розділилися, віднесених до одиниці маси палива, завантаженого в реактор. Отже, щоб спалити якусь кількість урану в реакторі, необхідно завантажити його паливом, що має значно більшу масу, ніж критична. При цьому після досягнення заданої глибини вигоряння, коли запас реактивності буде вичерпаний, необхідно замінити відпрацьоване паливо свіжим, щоб підтримати ланцюгову реакцію поділу. Вимога постійно містити в активній зоні реактора велику масу ядерного палива, розраховану на тривалий термін роботи для забезпечення заданого енерговироблення, спричиняє значні одноразові витрати на оплату першого паливного завантаження та наступних партій, підготовлених до перевантаження. У цьому полягає одна із суттєвих та принципових відмінностей умов використання ядерного палива в енергетичних установках порівняно з органічним паливом.

Однак у вивантаженому з активної зони відпрацьованому паливі залишатиметься значна кількість матеріалів, що діляться, і нуклідів, що відтворюються, що представляють значну цінність. Це паливо, після хімічного очищення продуктів поділу, може бути знову повернуто в паливний цикл для повторного використання. Кількість нуклідів, що діляться, у відпрацьованому паливі, яке залишається невикористаним при одноразовому його перебування в реакторі, залежить від типу реактора і від виду палива і може становити до 50% спочатку завантажених. Природно, такі цінні «відходи» необхідно використовувати. З цією метою створюються спеціальні технічні засобита споруди для зберігання, транспортування та хімічної регенерації відпрацьованого палива (ОТВС). Вилучені з ВТВЗ матеріали, що діляться, можуть повертатися і багаторазово циркулювати через реактори і паливні підприємства. атомної промисловості: радіохімічні заводи, що забезпечують регенерацію (очищення від продуктів поділу та домішок) вивантаженого з реактора палива і повернення його в паливний цикл після необхідного дозбагачення нуклідами, що діляться; металургійні заводи з виробництва нових твелів, в яких регенероване паливо додається до свіжого, що не зазнало опромінення в реакторах. Таким чином, характерною особливістюпаливопостачання в атомної енергетикиє технічна можливість і необхідність повернення в цикл (рецикл) не використаних в умовах одноразового перебування в реакторі ізотопів урану і плутонію, що діляться і відтворюють. Задля більшої безперебійного паливопостачання створюються необхідні потужності підприємств паливного циклу. Їх можна як підприємства, задовольняють «власним потребам» атомної енергетики, як галузі. На можливості рециклу урану та плутонію засновано концепцію розвитку атомної енергетики на реакторах – розмножувачах ядерного палива. Крім того, при рециклі урану і плутонію істотно знижуються потреби в природному урані і в потужностях зі збагачення урану для реакторів на теплових нейтронах, що домінують в даний час в атомній енергетиці, що розвивається. Поки немає переробки палива, що відпрацювало, немає і рециклу урану і плутонію. Це означає, що реактори на теплових нейтронах можуть харчуватися тільки свіжим паливом, отриманим із видобутого та переробленого урану, а відпрацьоване паливо перебуватиме на зберіганні.

Відтворення ядерного палива має місце практично в будь-якому реакторі, спроектованому для виробництва енергії, в якому поряд з тими, хто ділиться, містяться сировинні відтворювальні матеріали (238 U і 232 Th). Якщо не розглядати гіпотетичний випадок використання надзбагаченого (~ 90%) уранового палива для деяких спеціальних реакторів, то у всіх ядерних реакторах, що застосовуються в енергетиці, буде часткове, а при створенні певних умов повне і навіть розширене відтворення ядерного пального - ізотопів плутонію, які мають таку ж високу калорійність, як і 235 U. Плутоній може бути виділений з відпрацьованого палива на заводах хімічної переробки в чистому вигляді і використовуватися для виготовлення змішаного уран-плутонієвого палива. Можливість напрацювання плутонію в будь-якому реакторі на теплових нейтронах дозволяє кваліфікувати будь-яку АЕС як підприємство двоцільового призначення: що виробляє не тільки теплову та електричну енергію, а й виробляє також нове ядерне паливо- Плутоній. Однак роль плутонію проявляється не тільки в накопиченні його у відпрацьованому паливі. Значна частина ізотопів, що утворилися, плутонію піддається поділу в реакторі, покращуючи паливний баланс і сприяючи збільшенню вигоряння палива, завантаженого в активну зону. Найбільш доцільним, згідно з сьогоднішніми уявленнями, є використання плутонію в реакторах на швидких нейтронах, де він дозволяє забезпечувати виграш у критичній масі, а, отже, у завантаженні порівняно з 235 U на 20-30% і отримати дуже високі коефіцієнти, що перевищують одиницю. відтворення. Використання плутонію в паливному завантаженні реакторів на теплових нейтронах хоч і не дозволяє отримати суттєвого виграшу в критичній масі і таких високих показників відтворення, як у реакторах на швидких нейтронах, проте створює великий ефект, збільшуючи ядерні паливні ресурси.

В ядерній енергетиці, крім урану, є можливості розвитку торієвих паливних циклів. При цьому природний ізотоп 232 Th використовується для отримання 233 U, аналогічного за своїми ядерними властивостями 235 U. Однак в даний час важко очікувати скільки-небудь значного використання в атомній енергетиці уранторієвого циклу. Це пояснюється тим, що 232 Th, як і 238 U, є лише відтворюючим, але не матеріалом, що ділиться, а технологія переробки торію має ряд специфічних особливостейй у промислових масштабах ще не освоєно. Водночас дефіциту в природному урані наразі немає. Більш того, відбувається безперервне накопичення на складах готового до застосування як відтворюючий матеріал у реакторах-розмножувачах відвального урану.

Відсутність необхідності в окислювачі для одержання енергії є однією з ключових екологічних переваг використання атомної енергетики порівняно з вуглеводневою. Газові викиди АЕС зумовлені переважно потребами вентиляційних систем станції. На відміну від атомних теплових станцій щорічно викидають у повітря мільйони кубометрів газів – продуктів горіння. До них відносяться, перш за все, оксиди вуглецю, азоту та сірки, які руйнують озоновий шар планети та створюють велике навантаження на біосферу прилеглих територій.

На жаль, атомна енергетика, крім переваг, має свої недоліки. До них, зокрема, відноситься освіта в процесі роботи ядерного реактора продуктів розподілу та активації. Такі речовини перешкоджають роботі реактора і є радіоактивними. Тим не менш, обсяг утворюються радіоактивних відходів є обмеженим (набагато порядків менше відходів теплових станцій). Крім того, існують відпрацьовані технології з їхнього очищення, вилучення, кондиціювання, безпечного зберігання та поховання. Ряд радіоактивних ізотопів, що витягуються з відпрацьованого палива, активно використовується в промислових та інших технологіях. При подальший розвитоктехнологій переробки ОТВС є також перспективи вилучення з нього продуктів поділу - рідкісноземельних елементів, мають велику цінність.

Вибірка з книги: "Атомна енергетика. Запитували? Відповідаємо!"

Акатов А. А., Коряковський Ю. С. 2012 р.

"Навіщо Росії потрібна ядерна галузь?"

Історично основною причиною зародження ядерної галузі нашій країні було створення ядерної зброї. Чи була в цьому важлива необхідність? 1945 року, скинувши ядерні боєзаряди на Хіросіму та Нагасакі, Сполучені Штати ясно дали зрозуміти, хто «головний» на світовій арені. Міста СРСР цілком могли розділити долю японських, хоча зараз це може здатися перебільшенням. У найкоротший терміннаші вчені змогли створити власну ядерну зброю і відновити рівновагу сил, але практично паралельно з ядерною оборонною сферою почала розвиватися ядерна енергетика, стали будуватися АЕС, призначені для вироблення електрики за рахунок ланцюгової реакції поділу. Поступово «мирний» атом витіснив «військовий», і зараз наша країна не має потреби напрацьовувати ядерні заряди для зброї. Тому зараз найважливішим завданнямгалузі є забезпечення російських споживачів електроенергією за умов зростаючого енергетичного дефіциту.

Коли дала промисловий струм перша історія людства АЕС?

У галузі мирного використання атомної енергіїми випередили американців: перша атомна електростанція дала промисловий струм 27 червня 1954 року. Ця подія відбулася недалеко від Москви - у місті Обнінськ, на території Фізико-енергетичного інституту ім. А.І. Лейпунського. Перша АЕС, «старенька», як її почали називати останніми роками експлуатації, успішно пропрацювала 48 років, і була зупинена відносно нещодавно, 2002 року. Фізико-енергетичний інститут існує до цього дня, будучи одним із найбільших наукових центрівнашої країни.

Ядерне паливо – це просто уран?

Звичайно, ні. Практично в усьому світі використовується ядерне паливо на основі урану, збагаченого за так званим ізотопом, що ділиться - урану-235. Зміст урану-235 в урані, з якого виготовляють паливо, становить 3-5%, а решта 95-97% припадає на уран-238, що не ділиться. Але реактори не завантажують металевий уран, його переводять у форму діоксиду (UO2), з якого штампують таблетки. Таблетки поміщають у металеві трубки, які називають тепловиділяючими елементами, або твелами. Твели з'єднують у тепловиділяючі зборки (ТВЗ). Тепловиділяючі зборки є тими модулями, які завантажують в реактор або вивантажують з нього при заміні палива.

Що таке "ядерний паливний цикл"?

В даному випадку мова йдене про математичне чи фізичне поняття циклу. У промисловості циклом прийнято називати групу підприємств, що тісно пов'язані один з одним. Наприклад, так: продукт, що випускається одним із підприємств, є сировиною для іншого. У ядерній галузі сформувалася група виробництв, яка вирішує завдання, пов'язані з виготовленням та застосуванням ядерного палива. Робота підприємств ядерного паливного циклу організована в такий спосіб. Спочатку уранову руду витягують з надр, очищають уран від непотрібних домішок, збагачують його за потрібним ізотопом (урану-235) і переводять у форму, що підходить для спалювання в ядерному реакторі - у форму ядерного палива. Кілька років паливо «працює» в реакторі, завдяки чому атомної електростанціївиробляється електроенергія, атомні криголамиі підводні човни ходять морями і океанами, а вчені роблять нові відкриття. Після перебування в реакторі паливо (тепер його називають відпрацьованим ядерним паливом) має високу радіоактивність і містить цінні компоненти, які утворилися в ході ядерної реакції. Його необхідно безпечно переробити, виділити цінні матеріали, а радіоактивні відходи, що утворилися, перевести в безпечну форму і поховати. Ці завдання також вирішують підприємства, що входять до ядерного паливного циклу. Російської Федераціївідповідні виробництва об'єднано у складі холдингу "Атоменерго".

Навіщо збагачуються люди, ми знаємо. А навіщо збагачується уран?

У ядерному реакторі протікає ланцюгова ядерна реакція поділу, що самопідтримується. Відбувається це так: у ядро урану-235 потрапляє нейтрон, воно ділиться на дві частини і випускає 2-3 нейтрони, які потрапляють до сусідніх ядрів урану-235, вони теж діляться – і реакція підтримує себе сама. Але якщо поблизу мало таких ядер, то нейтрони можуть у них не потрапити - і реакція не піде. Таким чином, працездатність ядерного реактора визначається концентрацією ядер урану-235 в активній зоні. У природному урані 99,3% урану-238, що не ділиться, і всього лише 0,7% урану-235, що поділяється. І якщо завантажити в реактор паливо з природного урану, то ядерна реакція не протікатиме. Тому природний уран збагачують, доводять вміст урану-235 до 3–5 %. (Сам уран, звичайно, збагачуватися не може, потрібна допомога фахівців). Заради справедливості треба сказати, що існують реактори, що працюють на паливі з природним вмістом урану-235. Але в них використовується важка вода, отримання якої також потребує певних витрат.

Скільки ядерних енергоблоків у Росії та у світі?

У нашій країні 10 атомних станцій, на яких працює 33 ядерні енергоблоки. Частка електроенергії, що виробляється на російських АЕС, становить близько 17% від загальної кількості, і майже збігається із середньосвітовим показником - 15%. Усі наші АЕС, за винятком Білібінської, розташовані у європейській частині країни. Реактори найраніших АЕС періодично модернізують, щоб привести їх у відповідність до вимог безпеки, що безперервно посилюються.

На російських АЕС встановлені однакові реактори, чи ні?

Ядерна енергетика нашої країни в основному представлена трьома типами реакторів:

РБМК (реактор великої потужності канальний)

ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор)

БН (реактор на швидких нейтронах)Реактори типу РБМК встановлені на одноконтурних АЕС з водяним теплоносієм. Як сповільнювач нейтронів у них використовується графіт, тому ці реактори ще називають уран-графітовими. На Білібінській АЕС працюють молодші братиРБМК - реактори ЕГП з аналогічним принципом дії.Реактори типу ВВЕР працюють на двоконтурних АЕС; і в першому, і в другому контурі вода циркулює. Ці реактори називають водо-водяними, оскільки вода є одночасно і теплоносієм, і сповільнювачем нейтронів. На блоках, що знову будуються, встановлюватимуть реактори ВВЕР наступного покоління, потужніші і безпечніші. А реактор БН у нас поки тільки один, хоча найближчими роками буде запущено другий великий реактор на швидких нейтронах. Але за цим типом реакторів майбутнє, оскільки вони дозволяють повніше використовувати запаси урану.

Як довго ядерне паливо «працює» у реакторі?

Уранове пальне, що завантажується в реактор, працює 3-4 роки. Для річної роботи великого ядерного енергоблоку потрібно лише кілька десятків тонн низькозбагаченого урану. Для порівняння, станція на вугіллі, що виробляє еквівалентну кількість електроенергії, споживає п'ять залізничних складів вугілля, але не на рік, а на добу.

Чому б не замінити АЕС вітряками?

Енергія вітру надто розпорошена, і зібрати її складно. Має сенс встановлювати вітряки в тих регіонах, де дмуть стійкі сильні вітри. Це пустелі, морські узбережжя, а в нас вони займають лише 10% від площі країни. І йдеться, як правило, про віддалені території, звідки до найближчого споживача електроенергії дуже далеко. Звичайно, цей вид енергетики не є забороненим. На карті Росії є місцевості, де справді доцільно встановлювати вітрові електростанції. Але вирішити проблему енергопостачання у масштабах усієї країни, а особливо у масштабах великих мегаполісів, вони поки що не в змозі.

Давайте зупинимо всі АЕС!

Після Чорнобильської аваріїі недавньої аварії на АЕС «Фукусіма-I» в Японії в суспільстві циркулювало думка, що якщо заглушити реактори на всіх АЕС, це суттєво знизить ризики. Однак люди, які вважають так, забувають про важливої роліАЕС у енергопостачанні великих регіонів. Наприклад, Ленінградська АЕС виробляє третину електроенергії, що споживається у Північно-Західному федеральному окрузі. Чим її замінити? Ще збільшити спалювання газу, мазуту, вугілля? Це спричинить додаткові екологічні, економічні та транспортні ризики. І ще: зупинивши всі атомні станції, ми не знизимо, а навпаки, збільшимо радіаційні ризики. Проблема ядерного палива, що відпрацювало, і накопичених радіоактивних відходів нікуди не зникне, а тільки розростеться, оскільки заглушений ядерний енергоблок не можна надати долі. Потрібно одночасно запустити кілька складних і витратних програм з виведення з експлуатації ядерних енергоблоків, що включають очищення об'єктів від радіоактивного забруднення та демонтаж обладнання, що є потужним джерелом радіації. І радіоактивні відходи на звалище, що утворюються при цьому, не викинеш - питання, де їх розмістити, також вимагатиме вирішення.

Скільки фахівців керують роботою енергоблоку?

Якщо порівнювати ядерний енергоблок та людину, то серцем можна назвати реактор, а мозком – блоковий щит управління (БЩУ). Звідси оператори – професіонали високого класу – контролюють процеси, що протікають у реакторі, роботу парової турбіни та енергоблоку загалом. Їх троє і кожен сидить за своїм пультом. Крім того, у БЩУ знаходиться начальник зміни блоку або його заступник, але вони не беруть безпосередньої участі в управлінні, виконуючи, швидше, функцію спостерігачів із правом втручання, наприклад, при виявленні помилки у діях оператора. Усього 4-5 осіб. Здається, цього недостатньо для такого відповідального завдання? Але на західних АЕС аналогічні функції виконують лише двоє співробітників, причому ряд завдань перекладається на автоматику.

Як швидко можна зупинити ядерний реактор?

Буквально за дві секунди. У конструкції будь-якого реактора є так звані аварійні стрижні. При нормальній роботі вони виведені з активної зони реактора та підвішені над нею. Коли надходить аварійний сигнал, стрижні буквально падають вниз під дією власної ваги, моментально зупиняючи ланцюгову реакцію ядерного палива. До речі, на момент Чорнобильської аварії система спрацьовувала на порядок повільніше. Для зупинки реактора в 1986 році було потрібно 14 секунд, що стало однією з причин, через які не вдалося запобігти аварії. З отриманого уроку було зроблено висновки, і проведено значну роботу щодо вдосконалення аварійного захисту, щоб уникнути повторення подібної ситуації в майбутньому.

Чи правда, що після експлуатації у реакторі ядерне паливо світиться?

Так, це дивовижне видовище можна спостерігати, якщо відпрацьоване паливо знаходиться у воді. Зовні це виглядає як блакитний ореол, що оточує паливні збирання, вертикально встановлені під шаром темної води на глибині кількох метрів. Здається, що паливо освітлене прожекторами, але насправді це не так. Швидкі електрони, що випускаються ядерним паливом, рухаються зі швидкістю, що перевищує швидкість світла у воді, і випромінюють у синій області спектру. Подібне явище називають випромінюванням Черенкова-Вавілова, і воно виникає навіть у твердих прозорих середовищах. У повітрі ядерне паливо не світиться.

Чи багато відходів утворюється на АЕС?

Не дуже: за рік роботи великого енергоблоку ми отримуємо 100-200 кубометрів твердих радіоактивних відходів (ТРВ) і приблизно стільки ж рідких (ВРВ). Джерела твердих відходів- забруднені деталі та матеріали, відпрацьоване обладнання реакторного контуру, забруднений одяг, інструменти, ганчір'я, що використовується для протирання та інше. стічні водиспецпральні і так далі. Причому первинний обсяг рідких відходів досить високий - близько 10 000 кубометрів на рік. Тому їх упарюють, в результаті чого вихідна кількість скорочується в десятки і навіть у сотні разів.

А як справи з відходами на інших підприємствах ядерного паливного циклу?

Найбільше радіоактивних відходів утворюється у процесі видобутку урану. Вони являють собою відвали порожньої породи та відходи радіометричного сортування. Урану майже немає. І хоча кількість таких відходів велика - понад п'ятдесят тисяч кубометрів при забезпеченні річний роботиодного реактора потужністю тисяча мегават - не слід забувати, що ці відходи відносяться до низькоактивних, тобто вони практично безпечні. Якщо їхнє зберігання організувати правильно, то загрози для населення та навколишнього середовища такі хвостосховища не становлять. Крім того, у нашій країні вони є лише у Краснокаменську (Забайкальський край).

На якій стадії ядерного паливного циклу утворюються найнебезпечніші відходи?

На стадії переробки відпрацьованого ядерного палива. Слід зазначити, що свіже паливо не становить радіаційної загрози: пігулки уранового пального можна тримати в руках. Але коли уран ділиться в реакторі, відбувається утворення продуктів поділу, і багато хто з них становить серйозну радіаційну загрозу. Однак вихідна від них небезпека значно знижується з плином часу. Так, через 40 років після вилучення з реактора кількість радіоактивних продуктів зменшується в тисячу разів у порівнянні з вихідним. До того ж обсяг високоактивних відходів, що утворюються при переробці відпрацьованого палива, становить дуже незначну частку (менше 1%) від сумарної кількості радіоактивних відходів, що утворюються на всіх стадіях ядерного паливного циклу. Якщо врахувати і хвостосховища, то частка високоактивних відходів не перевищить 0,01%. Високоактивні відходи засклеюють, причому їх обсяг за всю історію переробки відпрацьованого ядерного палива в Росії з розрахунку на одного жителя нашої країни можна порівняти з обсягом м'ячика для гольфу.

Як поводяться з відходами атомних електростанцій?

Перша стадія - їх суворий облік та збір. Облік необхідний забезпечення безпеки, враховуючи неприпустимість потрапляння радіоактивних речовин у довкілля, та й у руки терористів. Тому система обліку та контролю радіоактивних речовин та радіоактивних відходів у Росії виведена на національний рівень. Друга стадія – компактифікація, максимальне зниження обсягу відходів. Рідкі відходи випарюють, тверді – пресують та спалюють. Це дозволяє знизити витрати на їх зберігання та остаточну ізоляцію. Третя стадія – кондиціювання, на ній відходи переводять у хімічно стійкий, екологічно безпечний стан. Відходи з невеликою радіоактивністю допускається зберігати в бочках і контейнерах, для більш небезпечних матеріалівпередбачені надійніші матриці: блоки з цементу, бітуму або скла. Фінальна стадія - відправка радіоактивних відходів до спеціалізованих сховищ, а потім - на об'єкт остаточної ізоляції.

Чи варто побоюватися ввезення радіоактивних відходів до нашої країни з інших держав?

Відповідно до чинних законів ввезення радіоактивних відходів на територію нашої країни заборонено. У Росію допускається ввозити тільки відпрацьовані джерела іонізуючого випромінювання і ядерне паливо, що відпрацювало, вироблені в нашій країні і повертаються за міжурядовою угодою. Але паливо, що відпрацювало, неправильно називати відходами з однієї простої причини: відходи - це ті матеріали, які повністю вичерпали свій корисний ресурс, в яких немає нічого цінного. До відпрацьованого палива, в якому міститься незгорілий уран, плутоній, набір інших ізотопів, які можна використовувати в геології, медицині, сільському господарстві, Космосі і т.д., це не відноситься. Воно є джерелом цінних продуктів та може бути використане повторно.

Чим небезпечні радіоактивні речовини?

Радіонукліди (радіоактивні ядра), як природні, так і техногенні, відрізняються від стабільних ядер тим, що вони можуть спонтанно перетворюватися на ядра інших елементів. При цьому ядро випромінює радіацію, або, як її називають фахівці, іонізуюче випромінювання. Радіація завдає певної шкоди клітинам, викликаючи відхилення у роботі. Щоправда, клітини успішно борються із цим впливом, якщо дози радіації невеликі. Більше того, без звичайного радіаційного фону організм пригнічується, знижується імунітет. А от у разі, якщо потік радіації потужний, клітини гинуть, що призводить до порушення функцій органів та тканин. Слід зазначити, що в нашому звичайному житті ймовірність потрапити під такий сильний радіаційний вплив, щоб це позначилося на здоров'ї, вкрай низька. У звичайному житті середній росіянин отримує від усіх джерел дозу радіації у 25-50 разів нижчу, ніж мінімальна доза, на яку відзначаються хоча б незначні шкідливі наслідки.

Розкажіть про умови роботи на уранових шахтах. Це небезпечно?

Спочатку наведемо історичний приклад, що відноситься до епохи до відкриття явища радіоактивності. Середньовічні шахтарі з південної Саксонії часто хворіли і рано помирали від патології легень, проте рідше страждали на хвороби суглобів, тому що пили воду шахтного походження, що містить уран. Звісно, про це ніхто не знав. Тому не дивно, що раніше робота на уранових шахтах була небезпечною справою і рівень захворюваності на уранових шахтах був досить високий. Почали розбиратися, в чому річ, і дійшли висновку: причина у високій концентрації природного радіоактивного газу – радону, який є неодмінним супутником уранових родовищ. Зрозумівши проблему, виписали «рецепт» – забезпечити гарну вентиляцію шахт. Це мало позитивну дію, і зараз за статистичними даними смертність робітників при видобутку урану не вище, ніж на гірничодобувних підприємствах в інших галузях.

Чи опромінюються тільки працівники ядерної галузі? Чи ні?

І в інших галузях працівники можуть одержати підвищену дозу радіації. Найбільше тут «відзначився» нафтогазовий комплекс. Суть проблеми в тому, що разом з нафтою і газом з-під землі витягуються природні радіоактивні речовини, наприклад радій. Ці ізотопи осідають на внутрішніх поверхнях трубопроводів, насосів, ємностей і спричиняють істотне підвищення радіаційного фону. Коли цією проблемою зайнялися впритул, з'ясували, що дози, які отримують співробітники нафтовидобувних підприємств, місцями перевищують граничні дози для персоналу АЕС, а мільйони тонн нафтошламів відповідно до вітчизняних норм мають розглядатися як радіоактивні відходи.

Який внесок робить АЕС у мою річну дозу?

Фахівці уважно вивчили це питання та були здивовані. Внесок усіх підприємств ядерної галузі, наслідків радіаційних аварій та випробувань ядерної зброї у дозу середнього росіянина становить близько 0,3 %. Причому ця цифра залишається справедливою для регіонів, де розташовані АЕС. Решта – це природні джерела та медичні дослідження. Виняток становлять області, забруднені внаслідок радіаційних аварій, але й там «атомний» внесок виявляється нижчим за медичну складову.

Імовірність аварії на АЕС маленька, але все ж таки не нульова. Як її «обнулити»?

Імовірність аварії на будь-якому великому промисловому об'єкті ніколи не дорівнюватиме нулю - це знають усі, хто знайомий з предметом математичної статистики. Відповідно до канонів цієї дисципліни, будь-яка подія може статися з тією чи іншою ймовірністю: існує навіть ймовірність (щоправда, дуже мала) загибелі від метеориту. Іншими словами, «обнулити» можливість аварії не в нашій владі, зате ми можемо зробити її зневажливо малою. На АЕС, що будуються, ймовірність великої радіаційної аварії становить 10–7 на реактор на рік. Це можна порівняти з ймовірністю падіння на наш будинок нехай не метеорита, але літака. Ви ж не боїтеся жити у власному будинку? сучасних проектівбезпечні ще й тому, що на них впроваджуються інноваційні технічні рішення, які дають змогу не допустити викиду радіоактивних речовин за межі станції навіть у разі тяжкої аварії.

Як поводитися у разі радіаційної аварії?

По-перше, непогано було б переконатися, що аварія з викидом радіації справді сталася, а інформація про неї не є «качкою», оскільки такі провокації мали місце неодноразово. Їхня кількість різко знизилася після відкриття Інтернет-сайту russianatom.ru, на якому в режимі он-лайн виводиться інформація з датчиків системи контролю радіаційної обстановки підприємств Росатома. Якщо аварія все ж таки сталася, потрібно ретельно закрити вікна і двері, зробити запас води, надіти респіратори або марлеві пов'язки для захисту від радіоактивних аерозолів, слухати радіо, відповідно до вказівок приймати йодовмісні препарати і чекати відбою тривоги або, при несприятливому розвитку ситуації, .

Навіщо потрібна «йодна профілактика»?

Одним із небезпечних радіоактивних ізотопів, що утворюються під час роботи ядерного реактора, є йод-131. Він здатний вибірково накопичуватися в щитовидній залозі - органі, що відповідає за вироблення двох важливих гормонів, а порушення роботи щитовидної залози позначається на роботі організму в цілому. що міститься в препараті, витісняє радіоактивний йод із щитовидної залози, і її опромінення значно знижується. Можна приймати аптечний спиртовий розчин йоду, розводячи кілька крапель у воді або молоці, але краще користуватися препаратами, що містять йод. Наприклад, табле-тованим йодидом калію. На щастя, загроза від йоду-131 не є довгостроковою. Період напіврозпаду цього ізотопу становить близько 8 діб, отже, через кілька десятків днів після викиду його концентрація знижується до безпечних значень. Насамкінець, порада. У разі провокації не пийте йод! Зафіксовано випадки, коли люди внаслідок безпідставних чуток про аварію на АЕС випивали стільки спиртового розчину йоду, що виникала потреба у медичній допомозі.

Чув, що спирт виводить радіоактивні речовини із організму. Чи так це?

Цю популярну думку давно можна було б викорінити, але, на жаль, вона активно підтримується самими атомниками. Однак за цим ховається не більше ніж зручний привід для того, щоб «зрозуміти на трьох». Так само деякі люди з надією заглядають у календар, щоб подивитися, чи немає сьогодні якогось свята? Історія про користь спирту заснована на реальних фактах: спирт реально взаємодіє з вільними радикалами - небезпечними сполуками, які утворюються в клітинах за впливу радіації та потрапляння в організм радіоактивних речовин. Проблема в тому, що для досягнення більш-менш значущого ефекту щодо їх нейтралізації необхідно випити стільки спирту, що це призведе до важкого отруєння організму. Не можна забувати, що спирт - це отрута. Для зниження наслідків опромінення та виведення радіоактивних речовин з організму розроблено спеціальні препарати – радіопротектори. Не доставляючи такого задоволення, як розпиття спиртних напоїв, вони, тим не менш, мають значно сильніший ефект.

Розкажіть про «рудий ліс». Він і досі рудий?

Під час аварії на Чорнобильській АЕС хмара радіоактивних речовин накрила довколишній лісовий масив. Особливо постраждали хвойні дерева. Листяні по-роди щорічно скидають листя і таким чином очищаються від радіонуклідів, а для ялин та сосен ця «опція» недоступна. Внаслідок цього дерева загинули, а хвоя забарвилася в рудий колір. Фотографії «рудого лісу» активно використовуються як аргумент, що свідчить про небезпеку ядерної енергетики. Але порівняємо факти: через найсерйознішу радіаційну аварію в історії людства загинуло 560 гектарів лісу, тоді як «нормальна» робота Норильського комбінату призвела до знищення дерев на тисячі-разово більшої площі - 600000 гектар! До речі, зараз на місці «рудого лісу» зеленіє гайок, і співають птахи, хоча радіаційне тло там значно підвищене.

Ядерне паливо - матеріал, використовуваний у ядерних реакторах щодо керованої ланцюгової реакції. Воно надзвичайно енергоємне та небезпечне для людини, що накладає ряд обмежень на його використання. Сьогодні ми з вами дізнаємося, що є паливо ядерного реактора, як воно класифікується і виробляється, де застосовується.

Хід ланцюгової реакції

Під час ланцюгової ядерної реакції ядро ділиться на дві частини, які називають осколками поділу. Одночасно з цим виділяється кілька (2-3) нейтронів, які згодом викликають розподіл наступних ядер. Процес відбувається при попаданні нейтрону в ядро вихідної речовини. Уламки розподілу мають велику кінетичну енергію. Їхнє гальмування в речовині супроводжується виділенням величезної кількості тепла.

Уламки розподілу, разом із продуктами їхнього розпаду, називають продуктами розподілу. Ядра, які діляться нейтронами будь-якої енергії, називають ядерним пальним. Як правило, вони є речовинами з непарною кількістю атомів. Деякі ядра діляться суто нейтронами, енергія яких вища за певне порогове значення. Це переважно елементи з парним числом атомів. Такі ядра називають сировинним матеріалом, оскільки у момент захоплення нейтрона пороговим ядром утворюються ядра пального. Комбінація пального та сировинного матеріалу називається тим самим ядерним паливом.

Класифікація

Ядерне паливо ділиться на два класи:

Природне уранове. Воно містить ядра урану-235 і сировину урану-238, що здатні утворювати плутоній-239 при захопленні нейтрона.
Вторинне паливо, яке не зустрічається в природі. До нього, крім іншого, відноситься плутоній-239, який виходить з палива першого виду, а також уран-233, що утворюється при захопленні нейтронів ядрами торію-232.

З точки зору хімічного складубувають такі види ядерного палива:

Металевий (у тому числі сплави);
Оксидне (наприклад, UO 2);
Карбідне (наприклад, PuC 1-x);
Змішане;
Нітридний.

ТВЕЛ та ТВС

Паливо для ядерних реакторів використовується як таблеток невеликого розміру. Вони містяться в герметично-закриті тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи), які, у свою чергу, по кілька сотень об'єднуються в тепловиділяючі зборки (ТВЗ). До ядерного палива висуваються високі вимоги щодо сумісності з оболонками ТВЕЛів. Воно повинно мати достатню температуру плавлення та випаровування, хорошу теплопровідність і не сильно збільшуватись в об'ємі при нейтронному опроміненні. Також до уваги береться технологічність виробництва.

Застосування

На атомні електростанції та інші ядерні установкипаливо надходить у вигляді ТВС. Вони можуть завантажуватися в реактор як під час його роботи (на місце ТВС, що вигоріли), так і під час ремонтної кампанії. В останньому випадку тепловиділяючі зборки змінюють великими групами. При цьому лише третина палива замінюється повністю. Найбільш вигорілі зборки вивантажуються з центральної частини реактора, а на їх місце ставляться зборки, що частково вигоріли, які раніше знаходилися в менш активних областях. Отже, місце останніх встановлюються нові ТВС. Ця нехитра схема перестановки вважається традиційною і має низку переваг, головною з яких є забезпечення рівномірного енерговиділення. Звичайно ж, це умовна схема, яка дає лише загальні уявленняпро процес.

Витримка

Після вилучення відпрацьованого ядерного палива з активної зони реактора його відправляють у басейн витримки, який, як правило, знаходиться неподалік. Справа в тому, що у відпрацьованих ТВС міститься велика кількістьуламків поділу урану. Після вивантаження з реактора кожен ТВЕЛ містить близько 300 тисяч Кюрі радіоактивних речовин, що виділяють 100 кВт/год енергії. За рахунок неї паливо саморозігрівається та стає високорадіоактивним.

Температура нещодавно вивантаженого палива може сягати 300°С. Тому його витримують протягом 3-4 років під шаром води, температура якої підтримується у встановленому діапазоні. У міру зберігання під водою радіоактивність палива і потужність його залишкових виділень падає. Приблизно через три роки саморозігрів ТВС доходить до 50-60°С. Тоді паливо витягують із басейнів та відправляють на переробку чи поховання.

Металевий уран

Металевий уран використовується як паливо для ядерних реакторів відносно рідко. Коли речовина досягає температури 660°С, відбувається фазовий перехід, що супроводжується зміною його структури. Простіше кажучи, уран збільшується в обсязі, що може призвести до руйнування ТВЕЛу. У разі тривалого опромінення за температури 200-500°С речовина піддається радіаційному зростанню. Суть цього явища полягає у подовженні опроміненого уранового стрижня у 2-3 рази.

Застосування металевого урану при температурі понад 500°С важко через його розпухання. Після поділу ядра утворюється два уламки, сумарний обсяг яких перевищує обсяг того самого ядра. Частина осколків поділу представлена атомами газів (ксенон, криптон та ін.). Газ накопичується в порах урану і формує внутрішній тиск, що зростає зі збільшенням температури. За рахунок збільшення об'єму атомів та підвищення тиску газів ядерне паливо починає розпухати. Таким чином, під цим мається на увазі відносна зміна обсягу, пов'язана з розподілом ядер.

Сила розпухання залежить від температури ТВЕЛів та вигоряння. Зі збільшенням вигоряння зростає кількість уламків поділу, а зі збільшенням температури та вигоряння - внутрішній тиск газів. Якщо паливо має більш високі механічні якості, то воно менш схильне до розпухання. Металевий уран до таких матеріалів не належить. Тому його застосування як паливо для ядерних реакторів обмежує глибину вигоряння, яка є однією з головних характеристик такого палива.

Механічні властивості урану та його радіаційна стійкість покращуються шляхом легування матеріалу. Цей процес передбачає додавання до нього алюмінію, молібдену та інших металів. Завдяки легуючим добавкам число нейтронів поділу, необхідне на одне захоплення, знижується. Тому для цієї мети використовуються матеріали, які слабо поглинають нейтрони.

Тугоплавкі сполуки

Хорошим ядерним паливом вважаються деякі тугоплавкі сполуки урану: карбіди, оксиди та інтерметалеві сполуки. Найбільш поширеним є діоксид урану (кераміка). Його температура плавлення становить 2800°С, а густина - 10,2 г/см 3 .

Так як у цього матеріалу немає фазових переходів, він менш схильний до розпухання, ніж сплави урану. Завдяки цій особливості температуру вигоряння можна збільшити на кілька відсотків. на високих температурах кераміка не взаємодіє з ніобієм, цирконієм, нержавіючою сталлю та іншими матеріалами. Її головний недолік полягає в низькій теплопровідності - 4,5 кДж (м*К), що обмежує питому потужність реактора. Крім того, гаряча кераміка схильна до розтріскування.

Плутоній

Плутоній вважається низькоплавким металом. Він плавиться за температури 640°С. Через погані пластичні властивості він практично не піддається механічній обробці. Токсичність речовини ускладнює технологію виготовлення ТВЕЛ. В атомній промисловості неодноразово робилися спроби використання плутонію та його сполук, проте вони не мали успіху. Використовувати паливо для атомних електростанцій, що містить плутоній, недоцільно через приблизно 2-кратне зменшення періоду розгону, на що не розраховані стандартні системи керування реакторами.

Для виготовлення ядерного палива зазвичай використовують діоксид плутонію, сплави плутонію з мінералами, а також суміш карбідів плутонію з карбідами урану. Високі механічними властивостямиі теплопровідністю володіють дисперсійні палива, які частинки сполук урану і плутонію розміщуються в металевій матриці з молібдену, алюмінію, нержавіючої сталі та інших металів. Від матеріалу матриці залежить радіаційна стійкість та теплопровідність дисперсійного палива. Наприклад, на першій АЕС дисперсійне паливо складалося з частинок уранового сплаву з 9% молібдену, залитого молібденом.

Що стосується торієвого палива, то воно на сьогодні не використовується через труднощі виробництва та переробки ТВЕЛів.

Видобуток

Значні обсяги основної сировини для ядерного палива – урану сконцентровані у кількох країнах: Росія, США, Франція, Канада та ПАР. Його поклади, як правило, знаходяться біля золота та міді, тому всі ці матеріали добувають одночасно.

Здоров'я людей, які працюють на розробках, схильні до великої небезпеки. Справа в тому, що уран є токсичним матеріалом і гази, що виділяються в процесі його видобутку, можуть викликати рак. І це при тому, що у руді міститься не більше 1% цієї речовини.

Отримання

Виробництво ядерного палива з уранової руди включає такі стадії, як:

Гідрометалургійна переробка. Включає вилуговування, дроблення і екстракційне або сорбційне вилучення. Результатом гідрометалургійної переробки є очищена завись окису оксиурану, діуранату натрію або діуранату амонію.
Переведення речовини з оксиду в тетрафторид або гексафторид, що використовується для збагачення урану-235.
Збагачення речовини шляхом центрифугування чи газової термодифузії.
Переведення збагаченого матеріалу в діоксид, з якого виробляють «таблетки» ТВЕЛ.

Регенерація

Під час роботи ядерного реактора паливо не може повністю вигоряти, тому відтворюються вільні ізотопи. У зв'язку з цим відпрацьовані ТВЕЛ підлягають регенерації з метою повторного використання.

На сьогодні це завдання вирішують шляхом п'єрекс-процесу, що складається з таких етапів, як:

Розрізання ТВЕЛів на дві частини та розчинення їх у азотній кислоті;
Очищення розчину від продуктів поділу та частин оболонки;
Виділення чистих сполук урану та плутонію.

Після цього отриманий діоксид плутонію йде на виробництво нових сердечників, а уран - на збагачення або виготовлення серцевиків. Переробка ядерного палива є складним та дорогим процесом. Її вартість істотно впливає на економічну доцільністьвикористання атомних електростанцій Те саме можна сказати і про поховання відходів ядерного палива, не придатних до регенерації.

Атомна електроенергетика - сучасний і швидко розвивається спосіб видобутку електрики. А ви знаєте, як улаштовані атомні станції? Який принцип роботи АЕС? Які типи ядерних реакторів сьогодні є? Намагатимемося детально розглянути схему роботи АЕС, вникнути у влаштування ядерного реактора та дізнатися про те, наскільки безпечний атомний спосіб видобутку електроенергії.

Як влаштовано АЕС?

Будь-яка станція – це закрита зона далеко від житлового масиву. На її території є кілька будівель. Найголовніша споруда – будівля реактора, поруч із нею розташований машинний зал, з якого реактором керують, та будівля безпеки.

Схема неможлива без ядерного реактора. Атомний (ядерний) реактор – це пристрій АЕС, який має організувати ланцюгову реакцію поділу нейтронів з обов'язковим виділенням енергії у цьому процесі. Але який принцип роботи АЕС?

Вся реакторна установка поміщається у будівлю реактора, велику бетонну вежу, яка приховує реактор і у разі аварії утримає у собі всі продукти ядерної реакції. Цю велику вежу називають контейнтментом, герметичною оболонкою або гермозоною.

Гермозона у нових реакторах має 2 товсті бетонні стінки – оболонки.
Зовнішня оболонка завтовшки 80 см забезпечує захист гермозони від зовнішніх впливів.

Внутрішня оболонка завтовшки 1 метр 20 см має у своєму пристрої спеціальні сталеві троси, які збільшують міцність бетону майже втричі і не дадуть конструкції розсипатися. З внутрішньої сторони вона викладена тонким листом спеціальної сталі, яка покликана служити додатковим захистом контейнтменту та у разі аварії не випустити вміст реактора за межі гермозони.

Такий пристрій атомної станції дозволяє витримати падіння літака вагою до 200 тонн, 8 бальний землетрус, торнадо та цунамі.

Вперше герметична оболонка була споруджена на американській АЕС Коннектикут Янкі у 1968 році.

Повна висота гермозони – 50-60 метрів.

З чого складається атомний реактор?

Щоб зрозуміти принцип роботи ядерного реактора, а отже, і принцип роботи АЕС, потрібно розібратися у складових реактора.

Активна зона. Це зона, куди міститься ядерне паливо (тепловидільник) та сповільнювач. Атоми палива (найчастіше паливом виступає уран) здійснюють ланцюгову реакцію поділу. Уповільнювач покликаний контролювати процес поділу, і дозволяє провести потрібну за швидкістю і силою реакцію.
Відбивач нейтронів. Відбивач оточує активну зону. Складається він із того ж матеріалу, що й уповільнювач. По суті це короб, головне призначення якого – не дати нейтронам вийти з активної зони та потрапити до навколишнього середовища.
Теплоносій. Теплоносій повинен увібрати в себе тепло, яке виділилося при розподілі атомів палива, та передати його іншим речовинам. Теплоносій багато в чому визначає те, як влаштовано АЕС. Найпопулярніший теплоносій на сьогодні – вода.
Система керування реактором. Датчики та механізми, що приводять реактор АЕС у дію.

Паливо для АЕС

На чому працює АЕС? Паливо для АЕС – це хімічні елементи, що мають радіоактивні властивості. На всіх атомних станціяхтаким елементом виступає уран.

Пристрій станцій передбачає, що АЕС працюють на складному паливі, а не на чистому хімічному елементі. І щоб із природного урану видобути уранове паливо, яке завантажується в ядерний реактор, потрібно провести багато маніпуляцій.

Збагачений уран

Уран складається із двох ізотопів, тобто у його складі є ядра з різною масою. Назвали їх за кількістю протонів та нейтронів ізотоп-235 та ізотоп-238. Дослідники 20 століття почали видобувати з руди 235-й уран, т.к. його легше було розкладати та перетворювати. З'ясувалося, що такого урану в природі всього 0,7% (інші відсотки дісталися 238 ізотопу).

Що робити у цьому випадку? Уран вирішили збагачувати. Збагачення урану це процес, коли в ньому залишається багато потрібних 235-х ізотопів і мало непотрібних 238-х. Завдання збагачувачів урану – з 0.7% зробити майже 100% урану-235.

Збагатити уран можна за допомогою двох технологій – газодифузійної чи газоцентрифужної. Для їх використання уран, здобутий із руди, переводять у газоподібний стан. У вигляді газу його збагачують.

Урановий порошок

Збагачений урановий газ переводять у твердий стан – діоксид урану. Такий чистий твердий 235-й уран виглядає як великі білі кристали, які потім дроблять в порошок урану.

Уранові таблетки

Уранові таблетки – це тверді металеві шайби, завдовжки кілька сантиметрів. Щоб з уранового порошку зліпити такі пігулки, його перемішують із речовиною – пластифікатором, він покращує якість пресування пігулок.

Пресовані шайби запікають при температурі 1200 градусів за Цельсієм більше доби, щоб надати пігулкам особливої міцності та стійкості до високих температур. Те, як працює АЕС, безпосередньо залежить від того, наскільки добре спресували та запікали уранове паливо.

Запікають таблетки в ящиках молібденових, т.к. тільки цей метал здатний не розплавитися при «пекельних» температурах понад півтори тисячі градусів. Після цього уранове паливо для АЕС вважається готовим.

Що таке ТВЕЛ та ТВС?

Активна зона реактора зовні виглядає як величезний диск або труба з дірками в стінках (залежно від типу реактора), раз на 5 більше людського тіла. У цих дірках знаходиться уранове паливо, атоми якого проводять потрібну реакцію.

Просто так закинути паливо в реактор неможливо, ну якщо ви не хочете отримати вибух усієї станції та аварію з наслідками на пару прилеглих держав. Тому уранове паливо міститься у ТВЕЛи, а потім збирається у ТВС. Що означають ці абревіатури?

ТВЕЛ – тепловиділяючий елемент (не плутати з однойменною назвою російської компанії, яка їх виготовляє). По суті, це тонка і довга цирконієва трубка, зроблена зі сплавів цирконію, в яку містяться уранові таблетки. Саме в ТВЕЛ атоми урану починають взаємодіяти один з одним, виділяючи тепло при реакції.

Цирконій обраний матеріалом для виробництва ТВЕЛів завдяки його тугоплавкості та антикорозійності.

Тип ТВЕЛів залежить від типу та будови реактора. Як правило, будова та призначення ТВЕЛів не змінюється, різними можуть бути довжина та ширина трубки.

В одну цирконієву трубку автомат завантажує понад 200 уранових пігулок. Загалом у реакторі одночасно працюють близько 10 мільйонів уранових таблеток.
ТВС - тепловиділяюча збірка. Працівники АЕС називають ТВС пучками.

По суті, це кілька ТВЕЛів, скріплених між собою. ТВС – це готове атомне паливо, те, на чому працює АЕС Саме ТВС завантажуються у ядерний реактор. В один реактор містяться близько 150 - 400 ТВС.
Залежно від того, в якому реакторі ТВС працюватиме, вони бувають різної форми. Іноді пучки складаються в кубічну, іноді циліндричну, іноді шестикутну форму.

Одна ТВС за 4 роки експлуатації виробляє стільки ж енергії, як при спалюванні 670 вагонів вугілля, 730 цистерн з природним газомабо 900 цистерн, навантажених нафтою.
Сьогодні ТВС виробляють переважно на заводах Росії, Франції, США та Японії.

Щоб доставити паливо для АЕС до інших країн, ТВС запечатують у довгі та широкі металеві труби, з труб викачують повітря та спеціальними машинами доставляють на борти вантажних літаків.

Важить ядерне паливо для АЕС дуже багато, т.к. уран – один із самих важких металівна планеті. Його питома вагау 2,5 рази більше, ніж у сталі.

Атомна електростанція: принцип роботи

Який принцип роботи АЕС? Принцип роботи АЕС виходить з ланцюгової реакції розподілу атомів радіоактивного речовини – урану. Ця реакція відбувається у активній зоні ядерного реактора.

Якщо не вдаватися до тонкощів ядерної фізики, принцип роботи АЕС виглядає так:
Після пуску ядерного реактора з ТВЕЛів вилучаються стрижні, що поглинають, які не дають урану вступити в реакцію.

Як тільки стрижні вилучені, нейтрони урану починають взаємодіяти один з одним.

Коли нейтрони стикаються, відбувається міні-вибух на атомному рівні, виділяється енергія та народжуються нові нейтрони, починає відбуватися ланцюгова реакція. Цей процес виділяє тепло.

Тепло віддається теплоносія. Залежно від типу теплоносія воно перетворюється на пару чи газ, які обертають турбіну.

Турбіна приводить у рух електрогенератор. Саме він за фактом виробляє електричний струм.

Якщо не стежити за процесом, нейтрони урану можуть стикатися один з одним доти, доки не підірвуть реактор і не рознесуть всю АЕС у пух і порох. Контролюють процес комп'ютерні датчики. Вони фіксують підвищення температури або зміну тиску реакторі і можуть автоматично зупинити реакції.

Чим відрізняється принцип роботи АЕС від ТЕС (теплоелектростанцій)?

Відмінності у роботі є лише на перших етапах. В АЕС теплоносій отримує тепло від розподілу атомів уранового палива, в ТЕС теплоносій отримує тепло від згоряння органічного палива (вугілля, газу чи нафти). Після того, як або атоми урану, або газ із вугіллям виділили тепло, схеми роботи АЕС та ТЕС однакові.

Типи ядерних реакторів

Те, як працює АЕС, залежить від того, як саме працює її атомний реактор. Сьогодні є два основні типи реакторів, які класифікуються за спектром нейронів:
Реактор на повільних нейтронах його також називають тепловим.

Для його роботи використовується 235 уран, який проходить стадії збагачення, створення уранових таблеток і т.д. Сьогодні реакторів на повільних нейтронах переважна більшість.
Реактор на швидкі нейтрони.

За цими реакторами майбутнє, т.к. працюють вони на урані-238, якого в природі хоч греблю гати і збагачувати цей елемент не потрібно. Мінус таких реакторів лише у дуже великих витратах на проектування, будівництво та запуск. Сьогодні реактори на швидких нейтронах працюють лише у Росії.

Теплоносієм у реакторах на швидких нейтронах виступає ртуть, газ, натрій чи свинець.

Реактори на повільних нейтронах, якими сьогодні користуються всі АЕС світу, також бувають кількох типів.

Організація МАГАТЕ (міжнародне агентство з атомної енергетики) створило свою класифікацію, якою користуються у світовій атомній енергетиці найчастіше. Оскільки принцип роботи атомної станції багато в чому залежить від вибору теплоносія та сповільнювача, МАГАТЕ базували свою класифікацію цих відмінностях.

З хімічної погляду оксид дейтерію ідеальний сповільнювач і теплоносій, т.к. її атоми найефективніше взаємодіють із нейтронами урану проти іншими речовинами. Простіше кажучи, своє завдання важка вода виконує з мінімальними втратами та максимальним результатом. Однак її виробництво коштує грошей, тоді як звичайну «легку» та звичну для нас воду використовувати набагато простіше.

Декілька фактів про атомні реактори…

Цікаво, що один реактор АЕС будують не менше 3-х років!
Для будівництва реактора необхідне обладнання, яке працює на електричному струмі в 210 кілограмів Ампер, що в мільйон разів перевищує силу струму, яка здатна вбити людину.

Одна обичайка (елемент конструкції) ядерного реактора важить 150 тонн. В одному реакторі таких елементів 6.

Водо-водяний реактор

Як працює АЕС загалом, ми вже з'ясували, щоб усе «розкласти по поличках», подивимося, як працює найбільш популярний водо-водяний ядерний реактор.
У всьому світі сьогодні використовують водоводяні реактори покоління 3+. Вони вважаються найнадійнішими та безпечнішими.

Усі водо-водяні реактори у світі за всі роки їх експлуатації в сумі вже встигли набрати понад 1000 років безаварійної роботи і жодного разу не давали серйозних відхилень.

Структура АЕС на водо-водяних реакторах передбачає, що між ТВЕЛами циркулює дистильована вода, нагріта до 320 градусів. Щоб не дати їй перейти в пароподібний стан, її тримають під тиском у 160 атмосфер. Схема АЕС називає її водою першого контуру.

Нагріта вода потрапляє в парогенератор і віддає своє тепло воді другого контуру, після чого знову повертається в реактор. Зовні це виглядає так, що трубки води першого контуру торкаються інших трубок – води другого контуру, вони передають тепло один одному, але води не контактують. Контактують трубки.

Таким чином, виключена можливість попадання радіації у воду другого контуру, яка далі братиме участь у процесі видобутку електрики.

Безпека роботи АЕС

Дізнавшись принцип роботи АЕС, ми повинні розуміти як влаштована безпека. Влаштування АЕС сьогодні потребує підвищеної уваги до правил безпеки.
Витрати на безпеку АЕС становлять приблизно 40% від загальної вартості самої станції.

У схему АЕС закладаються 4 фізичні бар'єри, які перешкоджають виходу радіоактивних речовин. Що мають робити ці бар'єри? У потрібний момент зуміти припинити ядерну реакцію, забезпечувати постійне відведення тепла від активної зони та самого реактора, запобігати виходу радіонуклеїдів за межі контайнменту (гермозони).

Перший бар'єр – міцність уранових пігулок.Важливо, щоб вони не руйнувалися під впливом високих температур ядерного реактора. Багато в чому те, як працює атомна станція, залежить від того, як "спекли" таблетки з урану на початковій стадії виготовлення. Якщо таблетки з урановим паливом запекти невірно, реакції атомів урану в реакторі будуть непередбачуваними.
Другий бар'єр – герметичність ТВЕЛів.Цирконієві трубки повинні бути щільно запечатані, якщо герметичність буде порушена, то в кращому разі реактор буде пошкоджений і робота зупинена, у гіршому – все злетить у повітря.
Третій бар'єр – міцний сталевий корпус реактора, (та найбільша вежа – гермозона) який «утримує» у собі всі радіоактивні процеси. Зруйнується корпус – радіація вийде в атмосферу.
Четвертий бар'єр – стрижні аварійного захисту.Над активною зоною на магніти підвішуються стрижні із сповільнювачами, які можуть за 2 секунди поглинути усі нейтрони та зупинити ланцюгову реакцію.

Якщо, незважаючи на влаштування АЕС з багатьма ступенями захисту, охолодити активну зону реактора в потрібний момент не вдасться, і температура палива зросте до 2600 градусів, то справа набуває останньої надії системи безпеки – так звана пастка розплаву.

Справа в тому, що при такій температурі дно корпусу реактора розплавиться, і всі залишки ядерного палива та розплавлених конструкцій стікають у спеціальний підвішений над активною зоною реактора «стакан».

Пастка розплаву охолоджується і вогнетривка. Вона наповнена так званим «жертвовим матеріалом», який поступово зупиняє ланцюгову реакцію поділу.

Таким чином, схема АЕС має на увазі кілька ступенів захисту, які практично повністю виключають будь-яку можливість аварії.

Атомна електростанція - комплекс необхідних систем, пристроїв, обладнання та споруд, призначений для виробництва електричної енергії. Як паливо станція використовує уран-235. Наявність ядерного реактора відрізняє АЕС з інших електростанцій.

На АЕС відбувається три взаємні перетворення форм енергії

Ядерна енергія

переходить у теплову

Теплова енергія

переходить у механічну

Механічна енергія

перетворюється на електричну

1. Ядерна енергія перетворюється на теплову

Основою станції є реактор - конструктивно виділений обсяг, куди завантажується ядерне паливо і де протікає ланцюгова реакція, що керується. Уран-235 ділиться повільними (тепловими) нейтронами. В результаті виділяється величезна кількість тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Теплова енергія перетворюється на механічну

Тепло відводиться з активної зони реактора теплоносієм - рідкою або газоподібною речовиною, що проходить через її об'єм. Ця теплова енергіявикористовується для отримання водяної пари у парогенераторі.

ЕЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механічна енергія перетворюється на електричну

Механічна енергія пари прямує до турбогенератора, де вона перетворюється на електричну і далі по дротах надходить до споживачів.

Із чого складається АЕС?

Атомна станція є комплексом будівель, в яких розміщено технологічне обладнання. Основним є головний корпус, де знаходиться реакторний зал. У ньому розміщується сам реактор, басейн витримки ядерного палива, перевантажувальна машина (для здійснення перевантажень палива), за цим спостерігають оператори з блочного щита управління (БЩУ).

Основним елементом реактора є активна зона (1). Вона розміщена у бетонній шахті. Обов'язковими компонентами будь-якого реактора є система управління та захисту, що дозволяє здійснювати обраний режим протікання ланцюгової реакції розподілу, що керується, а також система аварійного захисту – для швидкого припинення реакції при виникненні аварійної ситуації. Все це змонтовано у головному корпусі.

Є також друга будівля, де розміщується турбінний зал(2): парогенератори, сама турбіна. Далі по технологічному ланцюжку слідують конденсатори та високовольтні лінії електропередач, що йдуть за межі майданчика станції.

На території знаходяться корпус для перевантаження та зберігання у спеціальних басейнах ядерного палива. Крім того, станції комплектуються елементами оборотної системиохолодження – градирнями(3) (бетонна вежа, що звужується догори), ставком-охолоджувачем (природна водойма, або штучно створена) і бризгальними басейнами.

Які бувають АЕС?

Залежно від типу реактора на АЕС можуть бути 1, 2 або 3 контури роботи теплоносія. У Росії її найбільшого поширення набули двоконтурні АЕС із реакторами типу ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор).

АЕС З 1-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурна схема застосовується на атомних станціях із реакторами типу РБМК-1000. Реактор працює в блоці з двома конденсаційними турбінами та двома генераторами. При цьому киплячий реактор сам є парогенератором, що забезпечує можливість застосування одноконтурної схеми. Одноконтурна схема відносно проста, але радіоактивність у разі поширюється попри всі елементи блоку, що ускладнює біологічний захист.

В даний час у Росії діє 4 АЕС з одноконтурними реакторами

АЕС З 2-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

Двоконтурну схему застосовують на атомних станціях з водо-водяними реакторами типу ВВЕР. В активну зону реактора подається під тиском вода, що нагрівається. Енергія теплоносія використовується в парогенераторі для утворення насиченої пари. Другий контур нерадіоактивний. Блок складається з однієї конденсаційної турбіни потужністю 1000 МВт або двох турбін потужністю 500 МВт з відповідними генераторами.

Нині у Росії діє 5 АЕС із двоконтурними реакторами

АЕС З 3-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

Триконтурну схему застосовують на АЕС з реакторами на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм типу БН. Щоб унеможливити контакт радіоактивного натрію з водою, споруджують другий контур з нерадіоактивним натрієм. Таким чином, схема виходить триконтурною.