Атомная электростанция

• рельеф и геоморфологию территории;
• стратиграфию, мощность и литологический состав коренных и четвертичных отложений, распространённых в районе до глубины 50—100 м;
• количество, характер, отметку залегания и условия распространения отдельных водоносных горизонтов в пределах общей глубины;
• характер и интенсивность физико-геологических процессов и явлений.

При проведении инженерно-геологических  изысканий на стадии выбора площадки собираются сведения о наличии местных  строительных материалов — разрабатываемых карьерах и месторождениях камня, песка, гравия и других строительных материалов. В этот же период определяются возможности использования подземных вод для технологического и хозяйственно-питьевого водоснабжения. При проектировании атомных электростанций, так же как и других крупных промышленных комплексов, выполняются ситуационные планы строительства, схемы генеральных планов и генеральные планы промышленной площадки АЭС.

Объёмно-планировочные решения  зданий

Целью проектирования атомных  электростанций является создание наиболее рационального проекта. Основные требования, которым должны отвечать здания АЭС:

• удобство для выполнения основного технологического процесса, для которого предназначены (функциональная целесообразность здания);
• надежность при воздействии окружающей среды, прочность и долговечность (техническая целесообразность здания);
• экономичность, но не в ущерб долговечности (экономическая целесообразность).
• эстетичность (архитектурно-художественная целесообразность);

Компоновку АЭС создает  коллектив проектировщиков разных специальностей.

Строительные конструкции  зданий и сооружений

В состав атомной электростанции входят здания и сооружения различного назначения и соответственно различного конструктивного выполнения. Это — многоэтажное и многопролетное здание главного корпуса с массивными конструкциями из предварительно-напряжённого железобетона, ограждающими радиоактивный контур; отдельно стоящие здания вспомогательных систем, например химводоочистка, дизель-генераторная, азотная станция, обычно выполненных в сборных железобетонных типовых конструкциях; подземные каналы и туннели, проходные и непроходные для размещения кабельных потоков и трубопроводов связи между системами; надземные эстакады, соединяющие между собой главный корпус и вспомогательные здания и сооружения, а также здания административного санитарно-бытового корпуса. Наиболее сложным и ответственным зданием атомной электростанции является главный корпус, который представляет собой систему сооружений, образованных в общем случае каркасными строительными конструкциями и массивами реакторного отделения.

Особенности инженерного  оборудования

Особенностью АЭС, как  и любых зданий ядерных установок, является наличие в процессе эксплуатации ионизирующих излучений. Этот главный отличительный фактор необходимо учитывать при проектировании. Основным источником излучений на АЭС является ядерный реактор, в котором происходит реакция деления ядер горючего. Эта реакция сопровождается всеми известными видами излучений.

Глава 3. Ядерное топливо

Я́дерное то́пливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию имеющего с ним дело персонала.

Общая информация

Цепная ядерная реакция  представляет собой деление ядра на две части, называемые осколками деления, с одновременным выделением нескольких (2—3) нейтронов, которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой кинетической энергией. Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления — это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления. Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечётным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с чётным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, так как при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра ²³⁵U между различными продуктами деления (в МэВ):

Природный уран состоит из трёх изотопов: ²³⁸U (99,282 %), ²³⁵U (0,712 %) и ²³⁴U (0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны. В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащённого урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 6 %, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20 %. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.

Классификация

Ядерное топливо делится  на два вида:

• Природное урановое, содержащее делящиеся ядра ²³⁵U, а также сырьё ²³⁸U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний ²³⁹Pu;
• Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе ²³⁹Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы ²³³U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория ²³²Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

• Металлическим, включая сплавы;
• Оксидным (например, UO₂);
• Карбидным (например, PuC_1-x)
• Нитридным
• Смешанным (PuO₂ + UO₂)

Теоретические аспекты применения

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).

К ядерному топливу применяются  высокие требования по химической совместимости  с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза^[1].

Использование металлического урана, особенно при температуре  больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость  и механические свойства топлива  улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие  соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — двуокись урана UO₂. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность — 10,2 г/см³. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4×10³ кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640 °C. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно применяются двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью  и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых  мелкие частицы UO₂, UC, PuO₂ и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием.

Практическое применение

Интересное свойство ядерного топлива, уже вступавшего в цепную реакцию — черенковское свечение.

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее  представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении^[2], которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ^[3] — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.