Последние комментарии

  • саша дмитренко
    котов!!!Баба-яга. Злая ведьма или добрая волшебница
  • Woledemort Riddl
    Как говорится, благими намерениями вымощена дорога в зад. (1) А как выяснить, какие детали существенные? И так можно ...Как увидеть правду в море дезинформации: 12 советов от Джона Гранта
  • Анатолий Лавритов
    На личном опыте блогера убеждаюсь, что советы полезны,так как  основаны на опыте многих пользователей в Интернет-ресу...Как увидеть правду в море дезинформации: 12 советов от Джона Гранта

Советский Атом

Укрощение молний

Как же это нормально для человека: желать иметь оружие, перед которым склонятся все. В годы до и во время ВМВ в советском союзе было не до сказок о манне священной из глубин земли. Стране нужна была сталь, нужны были танки, нужно было оружие века нынешнего, которым можно было побеждать здесь и сейчас.

Колеблющиеся стрелки приборов мало интересовали начальство.

Однако, Манхэттенский Проект подтолкнул ядерную физику, вывел из анабиоза. Она получила карт бланш.

Примерно до 44 года все не заходило дальше бумаг, четкие указания отсутствовали. Однако успешные испытания ядерного взрыва в США и последующие Малыш и Толстяк убедили: шевелиться надо активнее.

В ходе разработки советского ядерного проекта активно использовались наработки немецких ученых. Кого-то приглашали на добровольной основе, кого-то на добровольно-принудительной. Руководил проектом Курчатов.

История жизни Игоря Васильевича Курчатова очень похожа на историю почти всех ученых первого периода: бедная семья, первая профессия — слесарь. Отличная учеба, поступление в серьезный Университет(Таврический). Успешное, несмотря на сложную ситуацию, окончание. Поступление в Петроградский Политехнический Кораблестроительный Университет. Отчисление. Научная работа от самых низов к вершинам. На марке, кстати, экспериментальный реактор, на котором, буквально лебедками, проверяли достоверность расчетов и нарабатывали бесценный опыт.

И тут стоит сделать лирическое отступление.

Из чего делать бомбу? Уран 235 хорош, обоснована возможность цепной, но... слишком стабилен. Но есть Плутоний 239 который, будучи гораздо менее стабильным взрывается гораздо охотнее. Одна проблема. Из-за маленького периода полураспада в земной коре его нет в сколько-нибудь солидных количествах.

Для получения Плутоний приходится нарабатывать в реакторах. Конструкция реакторов упрощенно выглядит так: в виде источника нейтронов используется Уран 235 достаточно высокой степени обогащения. В реактор загружаются касеты Урана 238, после облучения превращающегося в Плутоний 239.

Опыт работы на этих реакторах(по старой классификации — скотлах) стал ключевым во время создания реактора для электростанций.

Забегая вперед — реализованы были и урановая и плутониевая ядерные бомбы

Плутониевая бомба компактнее, урановая - надежнее. При этом, как ни странно, безопаснее именно менее стабильный плутоний, ибо для того, чтобы убедить хорошо взорваться имеющий значительно больший период полураспада уран применялись устройства, содержащие десятки критических масс урана.
Иван Нестеров
Первый в СССР исследовательский реактор. Запущен 25 декабря 46 года.

Обнинск

После того, как атомная бомба была создана, Курчатов и его команда не хотели остаться в истории только как создатели оружия массового уничтожения. Еще на экспериментальных реакторах было понятно, что их тепловой потенциал огромен. Но для того, чтобы его использовать необходимо было пробиться сквозь бюрократию. И Курчатов пробился.

Тут надо сделать маленькую ремарку. Основная концепция экономического мышления СССР того времени: у нас есть ресурсы угля и нефти, на них и будем работать. Острой необходимости в создании неведомых гигантов нет. Проект Мирного использования атомной энергии не то, чтобы не имел шансов… Но и козырей было в рукаве не много. До определенного момента.

Когда стало понятно, что перевозить уголь в Европейскую часть России — сложно, дорого и транспортная нагрузка на железнодорожную сеть явно выше, чем та может выдержать, настало время людей в белых халатах на работе и свитерах по жизни.

И Курчатов наносит ответный удар. В 49 году правительство издает указ о создании первой в мире АЭС. В 1951 начинается строительство Обнинской станции. Первой в мире Атомной Электрической Станции.

26 июня 1954 года совершился первый запуск Атома Мирного мощностью в 1 МВт. Когда на турбину был подан первый пар, Курчатов произнес знаменитую в узком кругу фразу «С легким паром!».

В первые годы развивалась наша атомка без особого рвения. Мирный атом был скорее политическим жестом за мир и любовь.

Нестационарные установки

Построить большую атомную станцию — великое дело. Но как использовать энергию атомного ядра для обеспечения мобильных систем?

Первые этим вопросом задались военные. Компактные канальные реакторы — что-то из разряда фантастики — конструкция не позволяет. Этому и обязан ВВЭР своему рождению.

Хотя аббревиатуру АМ и расшифровывают в том числе, как атом морской. Изначально были мысли о создании компактных реакторов на базе канальных.

Прямо возле строящейся Обнинской Станции велись работы по созданию абсолютно нового реактора — водно-водяного. Весь процесс размещался внутри стальной оболочки и поместить его можно было на любую платформу. Прежде всего эта разработка прижилась во флоте: подводном и ледокольном флоте.

«Ленинский комсомол» или К-3. 4 июня 1958 года получила ток от атомной установки.

А что с землей? организовать мобильную станцию для обеспечения энергией как отдаленных шахт, так и военных?

К сожалению, дальше единичных опытных экземпляров не дошло — сильно сложнее в эксплуатации, чем запитать электричеством с генераторов что бы то ни было.

ТЭС-1. Лучше фотографии не нашел. Атомная начинка поставлена на простой вагон. Но дороги есть не везде, а силовые установки для обеспечения электроэнергией пусковых установок нужны и в самых дальних далях.

Техническая часть

Тут стоит отойти от хронологического типа повествования, чтобы рассказать о трех основных концептах ядерных реакторов с зарождения этой ветви энергетики и до сегодняшних дней.

Принцип работы любой тепловой электростанции, в том числе и атомной, до смешного прост: сжигается топливо, нагревает рабочее тело, чаще всего воду, рабочее тело вращает турбину, турбина вращает магнит внутри катушки, в ней появляется ток.

Отличие АЭС от ТЭС порождается топливом: в процессе ядерного деления выделяется тепло, но само топливо не должно соприкасаться ни с чем другим и должна быть гарантирована полная его изоляция вплоть до выработки ресурса. Самым оптимальным вариантом является применение сравнительно инертных химически соединений радиоактивных металлов, в частности, их оксидов. Изначально это была двуокись урана, в настоящее время происходит переход на MOX-топливо, содержащее оксиды различных радиоактивных элементов(Уран и нарабатываемый в реакторах на быстрых нейтронах Плутоний).

И послал господь камень, и сказал: будет он вам манной небесной

Процесс получения Урана начинается с того, что этот элемент надо извлечь из земли. Наиболее распространены два вида получения будущего топлива.

Шахты и карьеры

Первый — выработки в шахтах и карьерах. Урановая руда добывается из пород земли, дробится и отправляется на переработку.

Та самая урановая руда

Первый этап выделения необходимого Урана 235 — отделение урана от породы. Производится этот процесс с помощью выщелачивания руды посредством Серной Кислоты или щелочей. Этот метод дешевле, однако не всегда возможен — четырехвалентные соединения Урана практически не растворяются в кислоте.

Чтобы очистить топливо от примесей с большим сечением захвата нейтронов полученный ранее порошочек растворяют в азотной кислоте чтобы с помощью химических манипуляций ведомых одним технологам очистить полученное вещество от нежелательных элементов, тормозящих цепную реакцию.

Порошок из смеси соединений урана - желтый кек.

Затем идет процесс кристализации либо прокаливания суспензии, итогом которой является оксид Урана UO3, который восстанавливают Водородом Н до UO2.

Подземное выщелачивание

Второй тип добычи — подземное выщелачивание. В целом, основная разница в технологическом процессе состоит в том, что серная кислота попадает сразу под землю, под давлением, в пласт земли, и выкачивается оттуда уже с Ураном. Особенно этот способ хорош для добычи на больших глубинах, куда дорого рыть шахту, а, зачастую, и нецелесообразно. Однако, КПД(в переносном смысле) меньше — из твердой породы вымывается значительно меньше, чем можно получить путем переработки руды. Часть Урана остается под землей.

Так добывают Уран на Южном Урале

В поисках изотопа

После первого этапа — получения необходимых урановых соединений — наступает следующая задача: увеличить концентрацию изотопа U 235 до необходимых значений, которые зависят от конструкции реактора(о чем речь пойдет дальше).

Для этого оксид урана переводят в газообразное соединение — гексафторид урана — и прогоняют по каскадам центрифуг, которые отделяют по молекулярному весу необходимые соединения. И чем больше каскад(количество фильтраций), тем выше концентрация U 235. И тем дороже производство.

Не так много стран обладающих данной технологией. В основном, конечно, в период холодной войны это были СССР и США. Однако, в данный момент Россия на атомном энергетическом рынке занимает достаточно уверенное положение. И не в последний раз из-за сохранившейся с союза технологии(которая, к слову, является военной тайной) центрифужного разделения изотопов. Многие компании, включая некоторые американские, закупают у России очищенный уран — так дешевле, чем делать самим. Рыночек порешал.

Центрифуги Уральского Электрохимического комбината

СССР был крупнейшим в мире производителем урана: в восьмидесятые годы уранодобывающая промышленность СССР добывала до 16 тыс. т. урана в год.

Большая часть добывалась и добывается до сих пор в городе Краснокаменске. Одно из крупнейших месторождений было разведано студенткой-мечтателем, уверенной в своей теории залегая Урановых руд.

На месте добычи было создано в 1968 году геолого-поселение. С этого момента начинает свою историю градообразующее предприятие: Приаргунское производственное горно-химическое объединение (ППГХО), входящее сейчас в состав концерна Атомредметзолото. Сейчас там добывается около 3\4 Урана по России.

Реакторы

Ну а теперь перейдем от общего к частному.

Урановые таблетки набивают в металлический корпус — ТВЭЛ(тепловыделяющий элемент), а из самих ТВЭЛ-ов делаются сборки (ТВС — тепловыделяющие сборки).

И здесь начинаются различия между видами реакторов. В зависимости от типа ТВС будут принимать ту или иную конфигурацию.

Довольно наглядно: трубки связываются в ТВС для реактора по типу ВВЭР.

Канальный тип реакторов

Первый тип, как по хронологии, так и по сложности — канальный. Суть его работы проста как швейцарские часы: тепловыделяющие сборки облачаются в металл внутри которого потечет под огромным напором вода, превращая конструкцию в этакий закрепленный водяной реактивный двигатель. Вокруг сборок находится графитовый замедлитель.

Рабочее тело — вода — попадает на турбину сразу из реактора, что определяет радиоактивность рабочего тела.

Концептуальная схема канального реактора

Основные плюсы данного реактора: возможность выпускать почти все его составные части не то, чтобы из говна и палок, но по крайней мере не на специализированных заводах(для сравнения, корпус реактора ВВЭР создается на заводе в среднем около 5 лет). Также важно то, что РК(реактор канальный) может работать на гораздо менее обогащенном топливе: необходимая концентрация U235 на заре атомостроения около 2%, в то время, как водоводяные требовали около 4%. Этим, помимо сложности, и объясняется то, что около половины ректоров у нас в стране до сих пор канальные.

Однако годы работы сравняли и стоимость и мощность канальных и водо-водяных реакторов, почему и удается потихоньку отходить от концепции РБМК к ВВЭР(последние РБМК будут выведены из эксплуатации к 2030-м годам) и БМ.

ВВЭР

Водо-водяной реактор. Сколько счастья в этом термине. Тут тебе и безопасность и компактность, и пар образующийся во втором контуре…

Основной плюс данного реактора — в качестве замедлителя используется обычная(не тяжелая) вода. Каким образом этого удалось добиться — для меня загадка. Я вырос еще на старых книжках по ядерной физике. На заре атомной промышленности выбор замедлителя стоял между тяжелой водой(два тяжелых водорода или дейтерия Н2 и кислород) и графитом. Обычная вода подходила с точки зрения того, что она очень быстро тормозила нейтроны до тепловой скорости, однако время жизни нейтрона на тепловой скорости было очень мало. Однако от реакторов на тяжелой воде в СССР быстро отказались: добыча тяжелой воды, которая тепловые нейтроны, как раз, очень хорошо сохраняет, довольно сложный технологический процесс, а графит уже есть: бери не хочу.

Это и обеспечило доминирование канальных графитовых реакторов до трагедии в Чернобыле.

Блок реактора

Однако, время жизни нейтрона на тепловой скорости важно, главным образом, потому, что он должен долететь до следующего ядра урана. Если расположить Топливные Элементы достаточно близко и увеличить концентрацию U235, количество достигших цели нейтронов увеличится в разы. И компоновка реактора это позволяет.

Использование легкой воды, конечно, большой плюс, но на этом достоинства отнюдь не заканчиваются.

Выше я приводил концептуальную схему ВВЭР-1000. Внимательный читатель заметил, что вода из первого контура циркуляции(непосредственно циркулирующая в реакторе) не покидает его, передавая через теплообменник тепло второму контуру с водой, которая, преобразуясь в пар, уже вращает турбину. Выбросы радиоактивности на таком типа реактора смешны и не имеют особой роли: радиации меньше, чем при выбросах газа радона из недр океана.

Помимо прочего Конструкция ВВЭР подразумевает, что корпус реактора, тот самый, который создается около 5 лет на специализированном заводе, сделан с просто огромным запасом прочности, превышающим давление воды внутри реактора. Это уменьшает размеры условно-грязной(с радиационной точки зрения) зоны на АЭС.

Реакторы на быстрых нейтронах

Запасов Урана примерно столько же по энергии, сколько и углеводородов с углем. Однако, рано или поздно, этот Уран 235 закончится.

Но есть Уран 238-ой энергия связи в которого примерно та же, что и в редком изотопе. Да он тоже нестабилен, просто не пригоден для цепной реакции сразу. Зато есть элемент Плутоний-239 который прекрасно делится, на реакторах любого типа.

В этом и состоит основной принцип реакторов на быстрых нейтронах или реакторах-бридерах(размножителях).

В реактор загружается смесь уже готовых к размножению соединений Урана 235 или Плутония 239 и неактивного еще Урана 238. В процессе ядерной цепной реакции выделяется тепло и передается теплоносителю. Самый подходящий на данный момент — натрий, благодаря слабой способности к замедлению нейтронов. Нейтроны от него просто «пружинят» не теряя скорость.

Всего на данный момент работают два реактора на быстрых нейтронах, один из которых был введен в эксплуатацию в СССР, еще один строится.

БН-600 и БН-800 трехконтурные и строящийся БН-1200. В первом контуре течет радиоактивный жидкий натрий(коим залиты ТВС). Далее, через теплообменники температура передается второму натриевому контуру, а, затем, к третьему — водяному, толкающему турбину.

Проблема натрия в качестве теплоносителя состоит главном образом в близком соседстве с водой. Стоит нарушить герметичность и нас ждет бабах.

Нейтроны не участвующие в реакции либо покидают активную зону реактора, либо врезаются в Уран 238 превращая его в Плутоний 239, который далее уже участвует в реакции.

БН-600 1980 года рождения.

Это обеспечивает высокую долю выгорания радиоактивных элементов, что снижает количество топлива нуждающегося в захоронении.

В целом, попадающее в БН топливо имеет два возможных пути. Один из них: гореть до образования нерадиоактивных веществ. Второй путь интересней: в реактор загружают U-238 и чуть-чуть U-235 или плутония, идет реакция, выделяется энергия, топлива становится больше(Плутония из Урана 238-го) сборки вынимают, выгоревшее топливо отправляют на переработку, где делается МОХ топливо (mixed oxide fuel), представляющее из себя смесь оксидов готовых к делению элементов. Затем все это отправляют на ВВЭР, РБМК и БН в качестве такого же топлива, как и Урановые таблетки.

Вообще, теоретически, нормальный бридер можно загрузить раз и на всю жизнь, пока он к свинцу всё не низведет - может выжимать из топлива энергию. Но с выгоранием - как и на тепловых нейтронах - топливо становится неоднородным, на каких-то этапах, меньше энергоотдачу имеет, плюс выживание конструкций в высоких полях и со странной субстанцией в качестве теплоносителя…
Иван Нестеров

История после зарождения

После создания Обнинской АЭС уверенность в том, что АЭС — хорошая идея, окрепла.

В первые двадцать лет(до 70-х годов) темпы роста вырабатываемой на АЭС электроэнергии были невысоки, относительно темпов роста вырабатываемой энергии на всех ТС. Прежде всего это связано с отсутствием четкой и понятной программы работы. Что и для чего.

Первые реакторы были этаким тестовым вариантом: мощность их была в смешном диапозоне от 50 до 200 МВт. Проверялась их, скажем так, износостойчивость. Затем их мощность доводили, без конструктивных изменений до уровня около 500 МВт(иными словами, вначале не на полную использовали, побаивались).

СССР выбрал два разных пути развития реакторов: канальный и водно-водяной, и реализовал оба. Причин этому было много, начиная от партийной возни и заканчивая банальным «потому что могли».

ВВЭР первое время сильно отставал — сложность в производстве и меньшая, по сравнению с канальным реактором, способность при минимальных конструктивных нововведениях увеличивать мощность (два РМБК-1500 были построены в 80-е годы, один до, другой после Чернобыля. Оба почти не дорабатывались) склонялись большую часть в пользу канальных реакторов.

Где-то до семидесятых росла и росла уверненность в том, что РБМК — хороший выбор, а ВВЭР на АЭС— нерациональное использование ресурсов. Мощности росли, отчеты писались, планы перевыполнялись.

Впрочем, для флота ВВЭР как раз подходил как нельзя лучше — относительная чистота и компактность делают выбор очевидным.

Далее я буду опираться на письменный вариант лекции, прочитанной в Центральных учреждениях МАГАТЭ в середине семидесятых.(«БЮЛЛЕТЕНЬ МАГАТЭ - КНИГА 22, НОМЕР 2»)

В семидесятые годы классический РМБК-1000 решили заапгрейдить:

Выявлена возможность форсирования мощности этих реакторов(прим. имеется ввиду РМБК) в 1,5 раза без существенных конструктивных изменений и при сохранении габаритов реактора. Повышение мощности достигается за счет значительного увеличения удельной энергонапряженности топлива и интенсификации теплообмена в активной зоне. Уже сооружается АЭС с реакторами РБМК-1500 электрической мощностью каждого блока по 1500 МВт. Строительство АЭС с РБМК-1500 планируется и в дальнейшем.

Да это именно те самые два реактора до и после Чернобыля. Планировалось создание тестового реактора на 2400 МВт:

Дальнейшим этапом развития уран-графитовых канальных реакторов является разработка проекта РБМКП-2400 единичной электрической мощностью блока 2400 МВт.

Что же позволило так резко увеличить мощность в почти два с половиной раза и почему так не могли сделать ранее?

Рецепт относительно прост.

Реакторы РБМК делались цилиндрической формы — оптимальная форма для того, чтобы активную зону реактора покидало минимальное количество нейтронов. Это ограничивало расширение активной зоны реактора: строительные работы с увеличением реактора превращаются в адский ад. Если же сделать форму прямоугольной, забив на какие-то потери нейтронов, можно увеличивать активную зону сдвигая одну или пару стенок.

Еще одной особенностью, помимо увеличенного размера и более примитивной формы, является наличие пароперегревательных каналов: еще с АМБ(первые реакторы Белоярской АЭС) есть опыт атомного перегрева пара, благодаря чему на турбину под огромным давлением буквально «выстреливал» поток перегретого пара. Это разительно увеличивало мощность реактора.

Были еще конструктивные особенности, вроде сборки секций реактора на заводе, что сильно упрощало работу монтажников.

Реализовать этот проект, к сожалению, не удалось: после Чернобыльской катастрофы канальным реакторам подписали приговор. Наигрались.

Конечно, смерть была не физической, а интеллектуальной: половина реакторов — канальные. Однако, дальше их развивать никто не стал и они потихоньку, вплоть до сегодняшнего дня, выводятся из эксплуатации. А ВВЭР получил карт бланш и даже сравнялся по мощностно-экономическим показателям с канальными реакторами(в смысле к 2010-ым).

Ну а что касается реакторов-бридеров, то тут очень сильно повезло БН-600: он был введен в эксплуатацию в 1980 году на Белоярской АЭС. Он должен был стать первой тестовой ласточкой эпохи Замкнутого Ядерного Цикла, после которой начнется строительство серийных реакторов на быстрых нейтронах. Планировалась серийка на 90-е годы чтобы к новому тысячелетию начать обеспечивать избыточным количеством топлива СССР и СЭВ(Совет экономической взаимопомощи, Восточный блок во всей красе), а также решить проблему захоронения отходов…

В новейшей России сейчас уже построен реактор БН-800 и строится БН-1200. Серийка вряд-ли получится, но как минимум частично энергетические амбиции Советского Союза будут исполнены. На это есть все шансы....

Источник ➝

Популярное в

))}
Loading...
наверх