Атомна електростанція (аес), ядерна енергетика

Атомні електростанції - основа ядерної енергетики, що використовує ядерну енергію для цілей електрифікації і теплофікації.

Що являє собою ядерна енергія? В атомних ядрах протони і нейтрони пов'язані ядерними силами, причому енергія зв'язку різна для різних ядер. У ядерних реакціях поділу важких ядер і синтезу легких ядер, в яких продукти реакції пов'язані більш сильно, ніж вихідні ядра, різниця в енергіях зв'язку переходить в кінетичну енергію ядер - продуктів і виділяється при їх гальмуванні в речовині у вигляді теплоти. На використанні цієї енергії і заснована ядерна енергетика. У ядерних реакціях виділяється величезна енергія (

МеВ), і теплота згоряння ядерних палив в мільйони разів більше, ніж звичайних палив.

Схема атомної електростанції.

Є дві можливості звільнення ядерної енергії і, відповідно, два головних напрямки ядерної енергетики - ядерна енергетика ділення і ядерна енергетика синтезу.

Для здійснення ядерної ланцюгової реакції поділу використовують складні технічні пристрої - ядерні (атомні) реактори. Перший в світі реактор був побудований в 1942 р в США, роботами керував італійський фізик Е. Фермі. Перший в Європі і в СРСР ядерний реактор був споруджений в 1946 році під керівництвом радянського вченого І. В. Курчатова.

Ядерна енергетика поділу заснована на поділі важких ядер нейтронами з утворенням з кожного ядра двох ядер-осколків і декількох нейтронів. Нейтрони, «народжуються» при розподілі, стикаючись з ядрами, можуть викликати ланцюгову реакцію ділення нових ядер. Це відбувається при певній (критичній) концентрації діляться ядер в реакторі і певних (критичних) розмірах реактора.

Як ядерного пального використовують діляться ядра деяких ізотопів урану і плутонію. Здатністю ділитися під дією нейтронів має ізотоп урану - уран-235. Тим часом в природному урані міститься лише 0,7% урану-235; 99,3% становить уран-238, який в основному поглинає нейтрони без поділу.

Щоб здійснити ланцюгову ядерну реакцію в природному урані, необхідно уповільнити нейтрони від енергій

2МеВ, з якими вони народжуються при розподілі, до дуже малих енергій

1/40 еВ, відповідних їх теплового рівноваги із середовищем. Саме при цих енергіях різко падає ймовірність поглинання нейтронів ураном-238, а ймовірність поглинання їх ураном-235 зростає.

Тому в реактор поряд з ураном поміщають сповільнювач нейтронів - речовина з малою атомною масою і слабким поглинанням нейтронів (легка або важка вода, графіт, берилій). Це реактор на повільних (теплових) нейтронах. Реактор ж без сповільнювача - реактор на швидких нейтронах - може стати критичним лише при використанні урану, збагаченого ізотопом урану-235 до концентрації 10% і вище.

За своєю конструкцією реактори ділення поділяють на гомогенні і гетерогенні. У перших ядерне пальне і сповільнювач представляють собою гомогенний (однорідний) розчин, наприклад розчин солей урану у важкій воді. У гетерогенних реакторах паливо розподілено в масі твердого сповільнювач, наприклад графіту. Блоки з ядерним паливом - тепловиділяючі елементи, або ТВЕЛи, зазвичай утворюють в графітової кладці геометрично правильний просторовий візерунок.

Поряд з ядерним паливом і сповільнювачем до складу реактора входять рідкий або газоподібний теплоносій для відводу теплоти, конструкційні матеріали, органи регулювання ланцюгової реакції (рухливі стрижні з поглинає нейтрони матеріалу).

Зазвичай для зменшення вильоту нейтронів з реактора зону реакції - активну зону - оточують відбивачем.

До складу атомної електростанції крім реактора входять система захисту від його випромінювань, системи циркуляції теплоносія, перетворення енергії і перевантаження палива.

На АЕС теплота, що виділяється в результаті ядерної реакції, відводиться в теплообмінник, де вона нагріває до кипіння воду. Пара, що утворюється направляють в турбіну або використовують для теплофікації промислових і житлових будівель.

Про величезну перевагу ядерної енергетики можна судити з такого порівняння: з 1 г урану в реакторі ділення можна отримати стільки ж енергії, скільки дають понад 2 т умовного палива.

Перша АЕС з реактором потужністю 5 МВт була побудована і пущена в СРСР в місті Обнінську (Калузька область) в 1954 р Починаючи з 1960-х рр. в нашій країні ведеться інтенсивне будівництво атомних електростанцій великої потужності. У 1967 р побудована 1-а черга Белоярской АЕС імені І. В. Курчатова (Свердловська область), в 1980 р електростанція пущена на повну потужність - 900 МВт. У 1974 р введена в дію 1-а черга (880 МВт) Кольської АЕС (Мурманська область), а в 1984 р вона досягла проектної потужності 1760 МВт. З 1980 р діє Нововоронежська АЕС (Воронежская область) потужністю 2455 МВт, з 1981 р - Ленінградська АЕС потужністю 4000 МВт. ДО 1986 р введені в дію 1-я і 2-я черги Александріяой АЕС (в м Курчатове) потужністю 4000 МВт, пущені на Дружковкаой АЕС перші два реактори потужністю по 1000 МВт, на Ігналінської АЕС (Литва) перший реактор потужністю 1500 МВт . З 1981 до 1985 виробництво енергії атомними електростанціями зросла більш ніж удвічі - з 73 до 167 млрд кВт • год на рік.

З 1978 р діє 1-а черга заводу «Атоммаш» з виробництва реакторів для атомних електростанцій. Ядерні реактори ділення використовуються не тільки на АЕС, але і на великому морському транспорті (криголами, підводні човни), на штучних супутниках Землі.

Ядерна енергетика синтезу заснована на синтезі легких ядер, що протікає при високих температурах - понад 107К, коли реагує середовище є плазмою (іонізованим газом). Вивчаються різні схеми утримання гарячої плазми (див. Токамак). Перші дослідні енергетичні реактори термоядерного синтезу, ймовірно, будуть побудовані до кінця цього століття. Нововоронежська АЕС.

З метою економії природного ядерного палива розробляються способи відтворення ядерного пального, зокрема, шляхом переробки урану-238 в штучне ядерне пальне плутоній-239. Таке розширене відтворення ядерного пального здійснюється в реакторах на швидких нейтронах. Для їх охолодження не можна використовувати воду, яка є хорошим сповільнювачем нейтронів; доводиться застосовувати для цієї мети рідкий натрій. Вивчається можливість будівництва швидких реакторів з газовим або паровим охолодженням.

Перший промисловий реактор на швидких нейтронах був пущений в 1972 р в СРСР, в місті Шевченко.