В современных ядерных реакторах используется небольшая часть энер-гии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух частей (изотопов) – ура-на-235 и урана-238. Доля урана-238 равна 99,3 %, а урана-235 – всего 0,7 %. Атом урана-235 распадается на два осколка под действием медленных (тепло-вых) нейтронов. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без пе-регрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В ре-зультате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 % до 3-5 %. Впоследствии были созданы реакторы на быстрых нейтронах – бридеры. Их особенность в том, что в процесс деления ядер урана-235 вовлекается и уран-238. У нас в стране строительство АЭС базируется на корпусных реакторах с водой под давлением ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах РБМК (реактор большой мощности ки-пящий). Принцип работы этих атомных реакторов одинаков – внутри реактора располагают тепловыделяющие элементы – ТВЭЛы, которые состоят из метал-лической трубки из сплава циркония, заполненной смесью урана-235 и урана-238 (нижняя часть рис. 29). В реакторе ВВЭР все ТВЭЛы помещены в стальной корпус, заполненный водой, которая непосредственно соприкасается с ТВЭЛами и охлаждает их. Те-пло атомного реактора нагревает воду под высоким давлением, она становится радиоактивной. Поэтому эта вода направляется в промежуточный парогенера-тор, где вода второго контура превращается в пар, направляемый в турбину. Реактор РБМК заполнен графитовыми блоками, внутри которых сделаны отверстия. В них помещены тонкостенные трубы (рабочие каналы) из цирко-ния, в которых устанавливаются ТВЭЛы. Через трубы циркулирует вода под давлением, она отводит тепло от ТВЭЛов и при этом частично испаряется. Это канальный реактор, а ВВЭР – корпусной. ВВЭР получили более широкое рас-пространение, чем РБМК. Преимуществом РБМК является возможность замены ТВЭЛов без оста-новки реактора. Первоначальные затраты при строительстве АЭС в 1,5-2 раза выше, чем при строительстве ТЭЦ, но себестоимость электроэнергии ниже в 1,3-1,7 раз. Первый атомный реактор был построен под руководством И.В. Курчатова (1902-1960). В создании АЭС большие заслуги принадлежат ученым А.П. Александрову, Н.А. Доллежалю и др. Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топли-вом в реакторах на быстрых нейтронах является искусственный химический элемент плутоний-239 и «пассивный» уран-238. Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Вновь образуе-мый плутоний является ядерным горючим. Кроме этого в реакторе образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим, и он может быть из-влечен из данного реактора и направлен для использования в другой реактор. В результате этого процесса возможно использование почти всего урана -238. В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г.Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, мощ-ностью 350 МВт. На Белоярской АЭС пущен в эксплуатацию энергоблок на быстрых ней-тронах БН-600 мощностью 600 МВт. В качестве теплоносителя и охладителя реактора на БН применяется жидкий металл – натрий, который в последующем контуре отдает свое тепло воде, превращая ее в пар, поступающий в паровую турбину; далее цикл пре-вращения энергии пара в электричество происходит обычным путем. Теплоноситель натрий не должен нигде соединиться с водой, иначе про-изойдет взрыв. Вместо натрия проектируется в дальнейшем использовать гелий или диссоциирующий газ. Приведем структуру производства электроэнергии в крупнейших странах мира на конец XX века.
Таблица 2 Производство электроэнергии в некоторых странах Страна Производство электроэнергии, ТВт·ч Общее Тепловы-ми элек-тростан-циями Атомнымиэлектро-станциями Гидро-электро-станция-ми Солнечны-ми, геотер-мальными,ветровыми ипрочими Всего в мире 13720 8592,0 2415,6 2516,7 195,6 В том числе:США 3677,8 2518,7 720,8 353,1 85,2 Китай 1080,0 877,7 14,3 188,0 – Япония 1012,1 601,2 304,6 81,0 25,3 Россия 847,2 577,4 109,0 160,8 – Канада 570,7 118,1 93,0 356,1 3,5 Германия 555,3 361,5 161,6 22,2 10,0 Франция 513,1 43,1 401,2 65,7 3,1 Индия 435,1 367,5 8,4 59,0 0,2 Великобритания 347,9 243,5 95,0 3,5 5,9
Ви переглядаєте статтю (реферат): «Типы ядерных реакторов и их топливо» з дисципліни «Історія розвитку галузі електроенергетики»
