Основы энергетики. Строение материи

ЯДРА
Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы называются также нуклонами.
Протон (р) - наименьшая устойчивая частица, имеющая положительный заряд, по абсолютной величине равный заряду электрона (плюс единица).
Нейтрон (n) - частица с массой приблизительно равной массе протона, не имеющая электрического заряда.
Ядро элемента X обозначают как , например, уран , где
A - массовое число ядра (в атомных единицах массы), равное суммарному числу протонов и нейтронов (1 а.е.м =1,66 • 10-27 кг – одна двенадцатая массы изотопа углерода с массовым числом 12),
Z - заряд ядра, определяющий атомный номер ядра (равен числу протонов).
Поскольку Z определяет число протонов, а А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N=A - Z.

ИЗОТОПЫ
Изотопами химического элемента называется атомы, имеющие одинаковый заряд ядра (число протонов), но разную массу (число нейтронов).
Практически любой элемент имеет несколько изотопов. Кроме стабильных изотопов, большинство элементов имеют и нестабильные изотопы, для которых характерно ограниченное время жизни.
В природе уран встречается в виде двух изотопов с массами 238 а.е.м и 235 а.е.м. (238U и 235U). Причем доля последнего ( 235U ) составляет всего 0,714%, а именно этот изотоп является топливом для большинства современных энергетических реакторов.
Водород, ядро которого состоит из одного протона, имеет изотопы дейтерий и тритий, в ядрах которых имеются соответственно один и два нейтрона.
Атомы изотопов водорода
а) Дейтерий б) Тритий

РАДИОАКТИВНЫЙ РАСПАД
Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер некоторых веществ (уран, торий, радий и др.), - самопроизвольное (естественным образом) испускание энергии (в виде лучей или частиц) в окружающее пространство.
Радиоактивность - свойство испускать потоки заряженных aльфа-, бета- и нейтральных гамма- частиц. α-частицы представляют собой ядра гелия, β-частицы - электроны, а
γ-частицы - поток квантов света (электромагнитное излучение с очень малой длиной волны).
Атомное ядро, испускающее γ-кванты, α-, β- или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природе существует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами.
Радиоактивный распад - это самопроизвольное превращение одного изотопа в другой (возможно даже в изотоп другого элемента) сопровождающийся сбросом энергии ядра в окружающие пространство в виде α- или β-частиц, нейтронов или γ-квантов.
Виды радиоактивного распада
Все типы распада можно разделить на три группы:
Подобные α-распаду. Это кластерный распад, протонная эмиссия, нейтронная эмиссия и другие. Во всех случаях происходит "откалывание" части нуклонов от ядра.
Подобные β-распаду. Это β⁻ распад, β⁺ распад, двойные β распады. В них распад происходит за счёт слабого взаимодействия.
Подобные γ-распаду. Это γ-распад (изомерный переход) и внутренняя конверсия. Здесь происходит изомерный переход ядра с эмиссией фотона.

ВИДЫ РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА

ЗАКОН РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА
Каждый изотоп обладает своим значением постоянной радиоактивного распада. Если известно количество ядер изотопа в начальный момент времени N0 и постоянная распада этих ядер λ, то для любого момента времени t можно определить количество ядер N(t) по формуле:
Графически закон радиоактивного распада можно представить в виде графика, где по оси ординат отложено количество ядер N(t), а по оси абсцисс – время t.
За характеристику радиоактивного распада принят так называемый период полураспада - время, в течение которого распадается половина исходного количества ядер.
Для каждого изотопа существует свое время полураспада. Период полураспада для одних изотопов составляет тысячные доли секунды, для других тысячи и миллиарды лет.
Интенсивность радиоактивного распада измеряется в единицах, называемых "беккерель" (Бк)
1 Бк = 1 распад/1 сек; 1 кюри = 3,7•1010 Бк = 37 ГБк

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
Естественный радиоактивный распад веществ ускорить нельзя. Его энергию невозможно использовать в практических целях из-за большой протяженности во времени.
Ядерная реакция (открыта в 1939 г.) - это процесс превращения ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами или с другими ядрами.
Основное отличие ядерных реакций от самопроизвольного радиоактивного распада заключается в участии в процессе кроме ядра еще и других частиц.
Реакции деление тяжелых ядер происходят при захвате нейтронов с образованием осколков деления (Kr-криптон, Cs-цезий, I-йод, Xe-ксенон, Ce-церий, Sr-стронций и др.).
При распаде ядра потенциальная энергия связи ядра преобразуется в кинетическую энергию разлетающихся осколков деления. При торможении осколков о соседние атомы возникает тепловая энергия (тепло) в шесть миллионов раз большая, чем при сгорании угля такой же массы. Осколки деления испускают гамма-кванты и бета-частицы (сопутствующее радиоактивное излучение).
Поглощение топливом и окружающими материалами гамма-излучения и бетта-частиц также приводит к выделению тепла.

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ
Для реализации самоподдерживающейся реакции деления необходимо, чтобы хотя бы один из нейтронов, полученный в результате первого акта деления, вызвал второй акт деления.
Нейтроны, вызвавшие первые акты деления, называют нейтронами первого поколения, вторые – нейтроны второго поколения.
Реакции деления характеризуются коэффициентом размножения Кэфф, который представляет собой отношение количества нейтронов второго поколения к количеству нейтронов первого поколения:
- при Кэфф < 1 реакция деления затухает.
- при Кэфф = 1 реакция деления происходит на постоянной мощности (нормальный режим работы реактора).
при Кэфф > 1 реакция деления разгоняется (увеличение мощности)
Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией. В физике принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт 1 МэВ = 1 000 000 эВ = 1,602 • 10-13 Дж.
В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы:
тепловые нейтроны, энергия движения которых соизмерима с энергией теплового движения среды Е < 0,5 эВ.
замедляющиеся нейтроны, энергия которых лежит в диапазоне от 0,5 эВ до 2000 эВ.
быстрые нейтроны с энергией E = 0,10 - 10 МэВ.

УПРАВЛЕНИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИЕЙ ДЕЛЕНИЯ
Необходимым условием для осуществления практической реализации цепной реакции деления, является наличие критической массы делящейся среды.
Критическая масса - минимальная масса делящейся среды, при которой в ней возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Критические размеры - минимальные размеры делящейся среды, при которых в ней возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Однако наличие критической массы не является единственным условием. Получив критическую массу делящегося вещества, можно получить атомную бомбу, вместо атомной станции, если не сможем управлять цепной реакцией деления.
Процесс управления цепной реакцией сводится, в конечном счете, к изменению коэффициента размножения Кэфф.
На практике пользуются не коэффициентом размножения, а производной от него величиной - реактивностью. Реактивность - это отклонение коэффициента размножения от единицы отнесенное к коэффициенту размножения:
При увеличении коэффициента размножения Кэфф говорят о внесенной положительной реактивности, при уменьшении - о внесенной отрицательной реактивности.

Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдержи-вающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии.
В процессе ядерных реакций происходят превращения одних химических элементов в другие.
Ядерный реактор состоит из активной зоны, отражателя нейтронов, тепловой защиты и других элементов, размещенных в прочном герметическом корпусе реактора, выполняемом из сталей специальных марок.
1 – Технологические каналы
2 - Замедлитель
3 – Отражатель нейтронов
4 – Герметичный корпус
5 – Боковой тепловой экран
6, 7, 8 – Подвижные управля-
ющие стержни
9 – Каналы СУЗ
10 – Привод СУЗ
11 – Ионизационная камера
12 – Торцевой тепловой экран
13 – Биологическая защита
СХЕМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ КАНАЛЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Активная зона представляет собой набор технологичесих каналов, каждый из которых окружен замедлителем нейтронов (реакторы на тепловых нейтронах).

ЗАМЕДЛИТЕЛИ НЕЙТРОНОВ-1
Замедлитель в реакторах на тепловых нейтронах - это вещество, при взаимодействии с атомами которого нейтрон наиболее заметно снижает свою скорость. Соответственно увеличивается вероятность деления ядерного горючего.
Важной характеристикой замедлителя является его способность поглощать нейтроны, которая характеризуется сечением поглощения.
Замедлителями могут быть:
- обычная и тяжелая вода,
- графит
- бериллий (для исследовательских реакторов).

ЗАМЕДЛИТЕЛИ НЕЙТРОНОВ-2
Наилучшим замедлителем нейтронов могла бы оказаться обычная вода – вещество, содержащее много атомов водорода 11Н. Однако, атомы 11Н способны захватывать нейтроны.
Ядра другого изотопа водорода – дейтерия 12Н - такой тенденции практически не проявляют. Поэтому в качестве замедлителя в ректорах эффективнее использовать тяжелую воду D2O.
Другим часто использующимся замедлителем нейтронов является графит.
В современных реакторах в качестве замедлителя (и одновременно в качестве теплоносителя) используют специально очищенную воду с добавками бора.
Если замедлителем является графит, то реактор способен работать
на природном уране (0,7% урана-235) из-за малого поглощения нейтронов.
Если замедлитель - вода, то реактор обязательно работает на обогащенном топливе (2-4% урана-235), так как вода хорошо поглощает нейтроны.

Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны реактора она окружена отражателем нейтронов (3).
Отражатель изготавливается из графита или бериллия (как и замедлитель).
Отражатель выравнивает плотности нейтронов и энерговыделения по объему активной зоны.
Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение.
Для уменьшения излучения и чрезмерного нагрева реактора применяется тепловая защита (5, 12).
Тепловая защита выполняется из стальных листов или специальных материалов, содержащих поглотители нейтронов, например, бор.
Часто тепловая защита совмещается в единой конструкции с отражателем нейтронов.
ОТРАЖАТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ И ТЕПЛОВАЯ ЗАЩИТА

Схема ядерно – энергетического цикла
Топливный цикл - комплекс опера-ций на предприя-тиях ядерной энергетики:
добыча и перера-ботка руды,
обогащение природного урана изотопом U-235,
приготовление ядерного топлива,
фабрикация топливных элементов и сборок,
переработка выгоревшего топлива,
захоронение радиоактивных отходов.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
В качестве топлива ядерных реакторов могут использоваться:
естественный уран, в котором концентрация урана-235 составляет 0,7 %,
"обогащенный" уран, т.е. уран, в котором концентрация изотопов урана-235 достигает 2 - 4 % или более,
плутоний-239 (плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб).
Типичное топливо реакторов - окись урана UO2 в виде спеченных таблеток диаметром 9-10 мм, заключенных в цилиндрическую защитную оболочку из циркониевого (с примесью ниобия) сплава.

Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ)
1 - верхняя концевая заглушка
2 - верхний сварочный шов
3 - фиксатор топлива
(пружина)
4 - топливный сердечник
5 - трубчатая оболочка
6 - нижний сварочный шов
7 - нижняя концевая заглушка
ТВЭЛ обеспечивает:
- удержание топлива и продуктов его деления (твердые вещества и газы) от проникновения в теплоноситель;
- теплопередачу от топливной таблетки к теплоносителю через оболочку ТВЭЛ.

ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ТВЭЛам
простота конструкции;
механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности;
малое поглощение нейтронов материалом твэла;
отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах;
максимальная интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла;
большая глубина выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления;
высокая радиационная стойкость;
относительно низкая стоимость;
надежная герметичность оболочек твэлов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3 года).

Технические характеристики ТВЭЛ

Тепловыделяющая сборка реактора типа РБМК-1000
Для обеспечения необходимой жесткости стержневых ТВЭЛов, а также в целях организации направленного потока теплоно-сителя, упрощения монтажа, транспортировки и перезарядки активной зоны ТВЭЛы в коли-честве десятков – сотен штук объединяют в группы – так называемые тепловыделяющие сборки или ТВС.
ТВЭЛы в ТВС жестко связаны между собой с помощью двух концевых и нескольких дистан-ционирующих решеток, устанавливаемых с определен-ным шагом по высоте ТВС.
Основные конструктивные особенности конструкции ТВС связаны, прежде всего, с фор-мой ее поперечного сечения, которая может быть прямоуголь-ной, круглой или шестигранной.

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА (ТВС) ВВЭР
Элементы ТВС:
верхняя концевая деталь (головка)
дистанционирующие решетки
металлические стержни из бора или
кадмия
нижняя концевая деталь (хвостовик)
В отличие от ТВС РБМК-1000 ТВС ВВЭР-1000 - гексагональное (шестигранное) сечение.
Сечение ТВС

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
При работе реактора в ТВЭЛах, а также во всех конструктивных элементах реактора выделяется теплота.
Это связано прежде всего с торможением осколков деления, их бета- и гамма- излучением, и, наконец, с замедлением быстрых нейронов.
Для отвода теплоты из активной зоны реактора вдоль ТВС внутри технологических каналов движется теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений.
Холодный теплоноситель для охлаждения активной зоны подается через нижний патрубок и проходит сквозь ТВС снизу вверх.

ТЕПЛОНОСИТЕЛИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ТРЕБОВАНИЯ К ТЕПЛОНОСИТЕЛЯМ
высокая теплоёмкость и теплопроводность;
малая вязкость;
малая коррозионная агрессивность и коррозионное воздействие по отношению к конструкционным материалам;
высокая температура кипения и низкая температура плавления;
высокая термическая и радиационная стойкость;
малое сечение поглощения тепловых нейтронов;
взрывобезопастность, негорючесть и нетоксичность;
слабая активация;
малая стоимость.
Общими требованиями ко всем теплоносителям являются:

СРАВНЕНИЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ
Вода Н2О - наиболее распространенный теплоноситель в энергетических реакторах.
Имеет большую теплоемкость, не требует больших расходов, но требует повышенного давления.
Тяжелая вода D2O является наилучшим теплоносителем и замедлителем.
Обладает такими же высокими теплопередающими свойствами, что и обычная вода.
Имеет чрезвычайно малое сечение поглощения тепловых нейтронов и поэтому реакторы с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем могут работать на природном уране.
Ввиду высокой стоимости и некоторых негативных эффектов (повышенное радиационное воздействие) не получила широкого распространения.
Жидкие металлы (жидкий натрий и сплав натрия с калием) под давлением 5-8 атм используются в реакторах БН.
Слабо замедляют и поглощают нейтроны,
Имеют низкую стоимость и обладают высокими теплопередающими свойствами.
Основные недостатки: высокая активация нейтронами и способность вступать в бурную химическую реакцию с водой, что требует дополнительных мер по обеспечению безопасности.
Органические теплоносители (в основном углеводороды-полифенилы) нашли ограниченное применение в реакторах на тепловых нейтронах.
Основное достоинство – более высокие, чем у воды, температуры кипения (температура теплоносителя на выходе около 350-400ºС при давлениях не выше 2 МПа).
Основной недостаток – радиационная и термическая нестабильность.
Газовые теплоносители (гелий, углекислый газ, перегретый водяной пар и др.) достаточно доступны и стабильны.
Слабо поглощают и замедляют нейтроны, мало активируются.
Максимальная температура газовых теплоносителей ограничивается только свойствами материалов активной зоны, что дает возможность повысить термический КПД цикла.
Недостатки - существенно худшие, чем у воды теплопередающие свойства, что требует увеличения площадей теплообмена и расхода прокачиваемого через активную зону газа.

Принципиальные тепловые схемы АЭС
1 - реактор; 2 - паровая турбина; 3 - электрический генератор;
4 - конденсатор; 5 - насос; 6 - парогенератор; 7 - промежуточный теплообменник
Одноконтурная АЭС

Принципиальные тепловые схемы АЭС
1 - реактор; 2 - паровая турбина; 3 - электрический генератор;
4 - конденсатор; 5 - насос; 6 - парогенератор;
Двухконтурная АЭС

Парогенератор АЭС

Принципиальные тепловые схемы АЭС
1 - реактор; 2 - паровая турбина; 3 - электрический генератор;
4 - конденсатор; 5 - насос; 6 - парогенератор; 7 - промежуточный теплообменник
Трехконтурная АЭС

СХЕМА ОДНОКОНТУРНОЙ АЭС С ГРАФИТОВЫМ РЕАКТОРОМ

ТЕПЛОВАЯ СХЕМА ЭНЕРГОБЛОКА С РЕАКТОРОМ БН
1- Реактор;
2 - Главный циркуляционный
насос 1 контура;
3 - Промежуточный теплообменник;
4 - Тепловыделяющие сборки;
5 - Парогенератор;
6 - Буферная и сборная ёмкости;
7 - Главный циркуляционный насос 2 контура;
8 - Турбоустановка;
9 - Генератор;
10 - Трансформатор;
11 - Конденсаторы;
12 - Циркуляционные насосы;
13 - Конденсатные насосы;
14 - Подогреватели;
15 - Деаэратор;
16 - Питательные насосы;
17 - Пруд-охладитель;
18 - Отпуск электроэнергии потребителю.

СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА
Система управления и защиты (СУЗ) служит:
для пуска и останова реактора,
поддержания заданной мощности,
регулирования мощности,
аварийного останова реактора.
СУЗ состоит из:
компенсирующих систем (для компенсации изменений реактивности в связи с выгоранием топлива и переходом от холодного состояния реактора к рабочему),
регулирующих стержней (для поддержания или регулирования мощности реактора).
стержней аварийной защиты (для быстрого прекращения реакции деления)

СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ (СУЗ)