Экологические проблемы энергетики

Энергетика
Ядерная энергетика.
Водородная энергетика
Основные способы получения энергии
Первая в мире атомная электростанция.
Радиоактивные вещества
Альфа-излучение
Нормы радиационной безопасности
Потенциальные аварийные ситуациина АЭС
Системы автоматизированного контроляв районе АЭС
Сущность экологического аспекта в энергетике
Влияние вредных выбросов электростанций
Обобщение перспектив развития природоохранных технологий
Экологические проблемы производства энергии

Ядерная энергетика. Источником энергии на атомных электростанциях (АЭС) является процесс деления тяжёлых ядер при взаимодействии их с нейтронами. Полное энерговыделение на один элементарный акт деления составляет 200 МэВ. Та­кое высокое энерговыделение и определяет огромную теплотворную способность ядерного топлива, превышающую теплотворную способность органического топлива в миллионы раз. В соответствии с принципом, положенным в основу получения управляемой реакции деления, все ядерные реакторы делятся на два типа: реакторы на тепловых или медленных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах или реакторы-размножители.

Подавляющее большинство действующих и строящихся АЭС имеют реакторы на медленных нейтронах. Особенностью реакторов этого типа является наличие замедлителя нейтронов в активной зоне реактора. Использование в качестве замедлителя нейтронов тяжёлой воды, позволяет использовать в качестве ядерного топлива необогащённый природный уран.

Примерно три четверти реакторов на АЭС во всём мире работают на обогащённом уране со степенью обогащения 2-4% и используют в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя обычную воду. Такие реакторы называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Принципиальная технологическая схема АЭС с водо-водяным реактором представлена на рис. 15.7.  ВВЭР рабо­тают по двухконтурной схеме. Как видно из рис. 15.7, вода первого контура служит для передачи тепла от ТВЭЛов (тепло-выделяющий элемент) к вторичному контуру. Вода вторичного контура, не представляющая опасности с точки зре­ния радиоактивности, используется для получения электроэнергии в паровой турбине.

Помимо водо-водяных реакторов в РФ на АЭС имеются уран-графитовые реакторы. Эти реакторы, как и ВВЭР, исполь­зуют для проведения реакций деления медленные нейтроны. Но в данном случае в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а теплоносителем служит обычная вода (Чернобыльский вариант).

Одним из самых больших недостатков реакторов на медленных нейтронах является очень низкая эффективность использования ими ypана. В них используется всего 1-1,5% потенциальной энергии, заключённой в при­родном уране. Такая низкая степень использования ресурсов урана ти­пична для современных действующих АЭС на медленных нейтронах.

Решить задачу более полного использования природного ядерного горючего – урана можно лишь при использовании другого типа ядер­ных реакторов – реакторов на быстрых нейтронах – реакторов-размножи­телей. В этих реакторах наблюдается не уменьшение, а увеличение ко­личества ядерного горючего, способного к делению. Происходит это вследствие ядерных превращений. Ядро ypaнa-238 (238 U) в результате поглощения нейтрона, переходит в ядро плутония-239 (239Pu), который как и уран-235 при поглощении нейтронов даёт начало цепной реакции деления. Аналогично ведёт себя и изотоп тория-232, который при взаимодействии с нейтронами образует уран-233, склонный к реакции деления. Практически достижимым считается поднять коэффициент использования топлива до 30-40% и выше. Это не только позволит увеличить ресурсы природного урана, но и приведёт к резкому снижению вклада стоимости ядерного топлива в общем балансе себестоимости энергии.

Общий вид подобной АЭС, представлен на Рис. 15.8.

Рис. 15.7. Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором:

1 – реактор; 2 – насос первичной воды; 3 – парогенератор; 4 – паровая турбина; 5 – электрический генератор; 6 – конденсатор пара; 7 – насос вторичной воды

 


Рис. 15.8. Внешний вид атомной электростанции,

г. Северск, Томская обл.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют более сложную конструкцию, чем реакторы на тепловых нейтронах. В реакторах на быст­рых нейтронах не используются замедлители нейтронов, поэтому в ак­тивной зоне таких реакторов высвобождается значительно больше энер­гии в расчёте на единицу объема, чем в реакторе на тепловых нейтро­нах.

В нашей стране наибольшее внимание уделяется разработке и со­вершенствованию реакторов на быстрых нейтронах, использующем в каче­стве теплоносителей металлический натрий. В целях предотвращения попадания радиоактивного натрия в воду при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменников в реакторах на быстрых нейтронах применяется трёхкорпусная система теплоотвода (рис. 15.9).

 


Рис. 15.9. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах:

1 – реактор; 2 – регулирующие стержни; 3 – первичный контур, теплоноситель – металлический натрий; 4 – второй натриевый контур; 5 – парогенератор; 6 – турбогенератор; 7 – конденсатор пара; 8 – охлаждающая вода

Первая АЭС на быстрых нейтронах была построена в СССР в 1973 г. Реактор на быстрых нейтронах, мощностью 350 МВт начал выраба­тывать электроэнергию (150 МВт) и пресную воду (1,2105 т/сутки) в г. Шевченко. В 1979 и 1982 гг. введены в строй АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт. Ведутся разработки более мощных реакторов с мощностью до 1600 МВт, которые планировалось производить в РФ серийно.

Существует, однако, целый ряд проблем, которые необходимо решить, прежде чем реакторы-размножители получат широкое распространение. Эти реакторы используют высокообогащённое топливо и требуют помимо урана большого количества плутония. Плутоний должен поступать из запасов, накопленных в ходе работы реакторов на тепловых нейтронах. Изотопы плутония извлекаются из «выгоревших» ТВЭЛов, имеющих высокую активность, на специальных заводах по переработке отработанного ядерного горючего. Такие заводы имеются, имеется и плутоний из демонтируемых атомных бомб.

Введение в экологию энергетики