20.Атомные электрические станции. Тепловые схемы и элементы. Топливо аэс, реакторы на медленных и быстрых нейтронах.

А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется – уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе. При цепной реакции деления ядерного вещества выделяется значительное количество тепловой энергии, используемое для генерации электроэнергии.

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Скорость деления – цепная реакция, на АЭС регулируется замедлителями: тяжелой водой или графитом. Нейтроны содержат большое количество тепловой энергии. Через теплоноситель энергия поступает в парогенератор. Пар высокого давления направляется в турбогенераторы. Полученная электроэнергия идет на трансформаторы и далее на распределительные устройства. Часть электроэнергии направляется на обеспечение собственных потребностей атомной электростанции (АЭС). Циркуляцию теплоносителя на атомных электростанциях обеспечивают насосы: главный и конденсатный. Избытки тепла АЭС направляются на градирни.

Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120—140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо́льшим выходом (на 20—27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Природный уран состоит из изотопов массой 235 и 238. В реакторе делятся только ядра урана-235. Когда нейтроны имеют большие скорости, то они, грубо говоря, пролетают мимо ядра, не успев с ним прореагировать. Для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах нужно повышать концентрацию урана-235 - обогащать уран, что связано с затратами. Если же ввести в активную зону реактора вещество-замедлитель (вода, графит), то нейтроны после столкновений с атомами этого вещества теряют энергию и замедляются. К ядрам урана-235 они подлетают уже медленные, "тепловые" (со скоростью молекул при обычной температуре) и просто захватываются ядром (за счёт ядерных сил) и вызывают реакцию деления. Поэтому концентрацию урана-235 можно не повышать и в таких реакторах использовать природный, необогащённый уран, который дешевле.