semezky

В наше время электроэнергию умеют добывать множеством разных способов. Из воды (гидро, приливные электростанции), из воздуха, из солнечного света, из природных ископаемых (газ, уголь) и даже из ядер делящегося вещества.

ТЭС, работающие на угле, потребляют невероятное количество топлива в сутки - это десятки тысяч тонн угля в сутки для мощных станций. Этот уголь надо ежедневно добыть, погрузить в вагоны, перевезти к станции и выгрузить там. С газом попроще - его добыча и транспортировка к электростанции выглядит проще, да и современные парогазовые турбоустановки работают очень эффективно.

Если же говорить про атомные электростанции, то их серьезное отличие в том, что единица ядерного топлива (твэл) способна выделять огромное количество энергии (тепла) долгое время. Про ядерное топливо мы сегодня и поговорим.

Добывают уран двумя основными способами:

1) Прямая добыча в карьерах или шахтах, если позволяет глубина залегания урана. С этим методом, надеюсь, всё понятно.

2) Подземное выщелачивание. Это когда на том месте, где найден уран, бурятся скважины, в них закачивается слабый раствор серной кислоты, а уже раствор взаимодействует с ураном, соединяясь с ним. Затем получившаяся смесь откачивается наверх, на поверхность, и из неё химическими методами выделяется уран.

Представим, будто мы уже добыли на руднике уран и подготовили его для дальнейших преобразований. На фото ниже - так называемый "желтый кек", U3O8. В бочке для дальнейшей перевозки.

Всё бы хорошо, и этот уран в теории можно было бы сразу использовать для производства топлива для АЭС, но увы нам. Природа, как всегда, подкинула нам работы. Дело в том что природный уран состоит из смеси трех изотопов. Это U238 (99.2745%), U235 (0.72%) и U234(0.0055%). Нас интересует здесь лишь U235 - так как он отлично делится тепловыми нейтронами в реакторе, именно он позволяет нам пользоваться всеми благами цепной реакции деления. К сожалению, его природной концентрации не хватит для стабильной и долгой работы современного реактора АЭС. Хотя, насколько я знаю, аппарат РБМК спроектирован так, что запуститься на топливе из природного урана сможет, но вот стабильность, долговременность и безопасность работы на таком топливе совершенно не гарантируется.

Уран нам надо обогатить. То есть повысить концентрацию U235 от природной до той, которая используется в реакторе.

Для примера, реактор РБМК работает на уране обогащения 2.8%, ВВЭР-1000 - обогащение от 1.6 до 5.0%. Судовые и корабельные ядерные энергетические установки кушают топливо с обогащением до 20%. А некоторые исследовательские реакторы работают на топливе аж с 90% обогащением (пример - ИРТ-Т в Томске).

В России обогащение урана проводится на газовых центрифугах. Т.е. тот желтый порошок, что был на фото ранее, превращают в газ, гексафторид урана UF6. Затем этот газ поступает на целый каскад центрифуг. На выходе из каждой центрифуги, из-за разности веса ядер U235 и U238, мы получаем гексафторид урана с чуть повышенным содержанием U235. Процесс повторяется многократно и в итоге мы получаем гексафторид урана с нужным нам обогащением. На фото ниже как раз можно увидеть масштаб каскада центрифуг - их очень много и простираются они в далекие дали.

Затем газ UF6 превращают обратно в UO2, в виде порошка. Химия, всё-таки, очень полезная наука и позволяет нам творить такие чудеса.

Однако этот порошок в реактор так просто не засыпать. Вернее, засыпать-то можно, но ничего хорошего из этого не выйдет. Его (порошок) надо привести к такому виду, чтобы мы могли надолго, на годы, опустить его в реактор. При этом само горючее не должно контактировать с теплоносителем и выходить за пределы активной зоны. И еще ко всему этому топливо должно выдерживать очень и очень суровые давления и температуры, которые возникнут в нём при работе внутри реактора.

Забыл, кстати, сказать что порошок тоже не абы какой - он должен быть определенных размеров, чтобы при спрессовывании и спекании не образовывалось ненужных пустот и трещин. Сначала из порошка делают таблетки, путем спрессовывания и долгого выпекания (технология действительно непростая, если её нарушить - топливные таблетки не будут годны к использованию). Вариации таблеток покажу на фото ниже.

Отверстия и выемки на таблетках нужны для компенсации теплового расширения и радиационных формоизменений. В реакторе со временем таблетки пухнут, выгибаются, изменяют размеры, и если ничего не предусмотреть - могут разрушиться, а это плохо.

Готовые таблетки затем упаковывают в металлические трубки (из стали, циркония и его сплавов и других металлов). Трубки закрывают с обоих концов и герметизируют. Готовая трубка с топливом называется твэл - тепловыделяющий элемент.

Для разных реакторов требуются твэлы разной конструкции и обогащения. Твэл РБМК, например, длиной 3.5 метра. Твэлы, кстати, бывают не только стержневые. как на фото. Они бывают пластинчатые, кольцевые, море различных видов и модификаций.

Твэлы затем объединяют в тепловыделяющие сборки - ТВС. ТВС реактора РБМК состоит из 18 твэлов и выглядит примерно вот так:

ТВС реактора ВВЭР выглядит вот так:

Как видно, ТВС реактора ВВЭР состоит из гораздо большего количества твэлов, чем у РБМК.

Готовое специзделие (ТВС) затем с соблюдением мер предосторожности доставляется на АЭС. Зачем предосторожности? Ядерное горючее, хоть пока и нерадиоактивно, очень ценное, дорогое, и при очень неаккуратном обращении способно вызвать много проблем. Затем проводится финальный контроль состояния ТВС и - загрузка в реактор. Всё, уран прошел долгий путь от руды под землей к высокотехнологичному устройству внутри ядерного реактора. Теперь у него другая судьба - несколько лет тужиться внутри реактора и выделять драгоценное тепло, которое у него будет забирать вода (или любой другой теплоноситель).

Когда пишу, каждый раз понимаю что нюансов и просто информации - очень много. Но самые основы описал и даже, надеюсь, правильно. Ваши вопросы и замечания всегда приветствуются.

Все фотографии взяты из интернета, авторам, если узнают своё творение, огромное спасибо.

   Уже писал про физику реактора, про управление им, даже были некоторые байки из жизни АЭС. Пришло время рассказать вам про то, как всё же огромная мощь, высвобождаемая при делении ядер топлива, превращается в электричество в ваших розетках.
   Сразу скажу - ничего особо удивительного не будет. Энергоблок АЭС - это огромный кипятильник, который кипятит много воды, та превращается в пар и затем вращает турбогенератор. Турбогенератор, с какой-то точки зрения, тоже можно рассматривать как простой вентилятор с динамо-машинкой. Энергия пара преобразовывается в движение ротора турбогенератора, а затем -  в электроэнергию. Но дьявол кроется в мелочах, о них, пожалуй, и поговорим.

РБМК

   В графитовой активной зоне этого реактора находятся 1693/1661 (в зависимости от модификации) каналов, в которых ядерное топливо греет воду. Вода подается снизу, расход в каждом канале примерно от 10 до 30 тонн воды в час. В целом по реактору прокачивается около 40000 тонн воды в час. Сорок. Тысяч. Тонн. Воды. В час.

   Так, ладно, хватит восхищаться цифрами. Вода, поступающая в канал, омывает топливные стержни и нагревается с 270 до 284 градусов Цельсия. Казалось бы, всего лишь 14 градусов, но этот небольшой подогрев позволяет вырабатывать нам достаточно пара для вращения турбин. Сначала, впрочем, пар этот надо отделить от воды...
   Смесь воды и пара из канала поднимается вверх, по специальным коммуникациям поступает в барабан-сепараторы, коих четыре - по два на каждую половину реактора. В них вода отделяется от пара. Пар уходит дальше, на турбины, а вода смешивается с поступающей более холодной, питательной, и уходит обратно в реактор. Всегда соблюдается баланс - расход пара должен быть равен расходу питательной воды, иначе воды в реакторе станет слишком мало, либо слишком много, а это не очень хорошо для стабильной работы.

   Тем временем пар приходит на турбины. Турбин на РБМК две - во времена проектирования и строительства этого реактора, насколько я знаю, не умели делать одновременно мощные (1000 МВт) и надежные турбины . Модель турбины, кому интересно,  К-500-65/3000.  У подобных турбин один цилиндр - высокого давления и четыре - низкого. Пар сначала поступает в цилиндр высокого давления, откуда поступает в  сепараторы-пароперегреватели (там он осушается и перегревается) и затем уходит в цилиндры низкого давления.

   После прохождения всех цилиндров пар поступает в конденсаторы, где и благополучно "схлопывается" до состояния жидкой воды. Потом конденсат очищается и, в качестве питательной воды, поступает в барабан-сепараторы.  Круг замкнулся.  Вода постоянно циркулирует по реактору, при этом пар, отделяющийся от воды, вращает турбину, а затем возвращается в контур циркуляции. 

   Турбина при этом вращается со скоростью 3000 оборотов в минуту, или же 50 оборотов в секунду. Ничего не напоминает? Частота в нашей энергосети 50 Герц, или те же самые 50 колебаний тока за секунду.

   Да, атомные станции - это кипятильники. Но кипятильники высокотехнологичные, очень мощные и долгоиграющие - ресурс нового энергоблока ВВЭР-ТОИ составляет 60 лет. При этом стоимость урана, затрачиваемого на подобное преобразование энергии, сравнительно невелика. На том стоим и стоять будем.

   Задача управления реакцией не так сложна, как кажется на первый взгляд, но всё же есть тут свои проблемы и подводные камни.  Воздействовать мы должны на количество делений ядер топлива нейтронами, происходящее за единицу времени. Грубо говоря, на количество нейтронов, разрывающих ядра топлива на клочки, за время в одну секунду.

   Если количество делений в реакторе увеличивается, это означает, что реактор надкритичен - коэффициент размножения нейтронов больше единицы. Соответственно, когда мощность уменьшается - реактор подкритичен, а если не изменяется - то критичен.
Так как отклонение коэффициента размножения от единицы обычно невелико, то используется более простая величина - реактивность.

   Реактивность показывает нам, насколько коэффициент размножения отклонился от единицы. Если она больше ноля - то реактор надкритичен и разгоняется. Если меньше - то подкритичен и останавливается, если реактивность нулевая - то нейтронная мощность реактора стабильна.
   Реактивность - безразмерная величина, и измеряется она в долях/процентах, а так же в бетах/долларах/центах/обратных часах. О бетах и прочих непонятных величинах, кстати, расскажу в следующий раз, когда буду объяснять о запаздывающих нейтронах, это тема для отдельного поста.

   Собственно, когда мы садимся за пульт остановленного ядерного реактора, то обычно он глубоко подкритичен (реактивность остановленного реактора по российским Правилам Ядерной Безопасности должна быть не более минус одного процента). Чтобы заставить потухнувшую реакцию снова разгореться, мы должны постепенно, очень осторожно и медленно вынимать из реактора (например, РБМК) стержни. Про стержни, кстати, я писал вот тут.

   Медленно и аккуратно вынимая стержни, мы смотрим на приборы, которые показывают нам текущее количество нейтронов в активной зоне реактора. В тот момент, когда эта величина начнет расти с постоянной скоростью, мы можем вытереть пот со лба и с полной уверенностью заявить, что вышли в критическое состояние и даже более того - реактивность нашего реактора положительна. 

   Дальше необходимо прекратить движение стержней управления и просто ждать. Постепенно количество нейтронов, а значит, и количество делений в активной зоне будет увеличиваться. Мощность реактора, которая сначала измерялась в милливаттах, постепенно достигнет ватта, затем киловатта, мегаватта... Это уже энергетические уровни мощности, на которых теплоноситель активно греется (а в РБМК даже подкипает), в дело вступают различные эффекты реактивности...

   Однако даже на такой мощности смысл процесса остается тем же.  Вынули стержень - добавили реактивности - реактор начал набирать мощность. Как только мощность набрана, стержни мы опустили обратно - реактивность снова равна нулю и мощность стабильна.

   Для простоты опустил много нюансов, такие как запаздывающие нейтроны, доля их в реакции деления, влияние эффектов реактивности (по температуре топлива, теплоносителя, да тысячи их) на саму реактивность и т.д. В один пост это всё не влезет точно, а вот зато общее понимание у вас, надеюсь, уже есть. А физики за подобные упрощения меня, надеюсь, простят.
   На посошок поделюсь фотографией центрального зала и пятака реактора АДЭ - находится этот аппарат под землей (даже вернее под горой!), и до 2010 года вырабатывал электричество, тепло и оружейный плутоний на благо общества в городе Железногорске.