Для чего нужна атомная электростанция. Краткая характеристика работы атомной электростанции. Что такое АЭС

Производство электроэнергии с использованием цепной ядерной реакции в Советском Союзе впервые произошло на Обнинской АЭС. По сравнению с сегодняшними гигантами первая атомная электростанция имела всего лишь 5 МВт мощности, а самая большая в мире на сегодняшний день действующая АЭС "Касивадзаки-Карива" (Япония) - 8212 МВт.

Обнинская АЭС: от пуска до музея

Советские ученые во главе с И. В. Курчатовым по окончании военных программ сразу приступили к созданию атомного реактора с целью использования тепловой энергии для преобразования ее в электричество. Первая атомная электростанция была разработана ими в кратчайшие сроки, и в 1954 году состоялся пуск промышленного ядерного реактора.

Высвобождение потенциала, как промышленного, так и профессионального, после создания и испытания ядерного вооружения позволило И. В. Курчатову заняться порученной ему проблемой получения электричества путем освоения тепловыделений при протекании управляемой ядерной реакции. Технические решения по созданию ядерного реактора были освоены еще при пуске самого первого опытного уран-графитового реактора Ф-1 в 1946 году. На нем была проведена первая цепная ядерная реакция, подтверждены практически все теоретические наработки за последнее время.

Для промышленного реактора нужно было найти конструктивные решения, связанные с непрерывной работой установки, съемом тепла и подачи его на генератор, циркуляцией теплоносителя и защитой его от радиоактивного загрязнения.

Коллективом лаборатории № 2, возглавляемой И. В. Курчатовым, совместно с НИИхиммаш под руководством Н. А. Доллежаля были проработаны все нюансы сооружения. Физику Е. Л. Фейнбергу была поручена теоретическая разработка процесса.

Пуск реактора (достижение критических параметров) был произведен 9 мая 1954 года, 26 июня этого же года атомная электростанция подключена в сеть, а уже в декабре выведена на проектную производительность.

После того как Обнинская АЭС безаварийно проработала как промышленная электростанция почти 48 лет, она была остановлена в апреле 2002 года. В сентябре этого же года закончена выгрузка ядерного топлива.

Еще во время работы на АЭС приезжало множество экскурсий, станция работала как учебный класс для будущих ядерщиков. Сегодня на ее базе организован мемориальный музей атомной энергетики.

Первая зарубежная АЭС

Атомные электростанции по примеру Обнинской не сразу, но начали создаваться за рубежом. В США решение о строительстве своей атомной электростанции было принято лишь в сентябре 1954 года, и только в 1958 году состоялся пуск АЭС "Шиппингпорт" в Пенсильвании. Мощность атомной электростанции "Шиппингпорт" составила 68 МВт. Зарубежные эксперты называют ее первой коммерческой атомной электростанцией. Строительство атомных электростанций достаточно дорого, АЭС обошлась казне США в 72,5 млн долларов.

Через 24 года, в 1982-м, станция была остановлена, к 1985 году было выгружено топливо и начат демонтаж этого огромного сооружения весом 956 тонн для последующего захоронения.

Предпосылки создания мирного атома

После открытия деления ядер урана немецкими учеными Отто Ганом и Фрицем Штрассманом в 1938 году начали проводиться исследования цепных реакций.

И. В. Курчатов, подталкиваемый А. Б. Иоффе, совместно с Ю. Б. Харитоном составили записку в Президиум Академии наук о ядерной проблематике и важности работ в этом направлении. И. В. Курчатов работал в это время в ЛФТИ (Ленинградском физико-техническом институте), возглавляемом А. Б. Иоффе, над проблемами физики ядра.

В ноябре 1938 года по результатам изучения проблемы и после выступления И. В. Курчатова на Пленуме АН (Академии наук) была составлена записка в Президиум АН об организации работ в СССР по физике атомного ядра. В ней прослеживается обоснование обобщения всех разрозненных лабораторий и институтов в СССР, принадлежащих разным министерствам и ведомствам, занимающихся, по сути, одной проблематикой.

Приостановка работ по физике ядра

Часть из этих организационных работ удалось сделать еще до ВОВ, но основные подвижки начали происходить только с 1943 года, когда И. В. Курчатову было предложно возглавить атомный проект.

После 1 сентября 1939 года начал постепенно образовываться своеобразный вакуум вокруг СССР. Это не тотчас почувствовали ученые, хотя агенты советской разведки сразу стали предупреждать о засекречивании форсирования работ по изучению ядерных реакций в Германии и Великобритании.

Великая Отечественная война немедленно внесла коррективы в работу всех ученых страны, в том числе и физиков-ядерщиков. Уже в июле 1941 года ЛФТИ был эвакуирован в Казань. И. В. Курчатов стал заниматься проблемой разминирования морских судов (защиты от морских мин). За работы по этой тематике в условиях военного времени (три месяца на судах в Севастополе до ноября 1941-го, когда город был почти полностью в осаде), за организацию в Поти (Грузия) службы размагничивания он был награжден Сталинской премией.

После тяжелого простудного заболевания по приезде в Казань только к концу 1942 года И. В. Курчатов смог вернуться к теме ядерной реакции.

Атомный проект под руководством И. В. Курчатова

В сентябре 1942 года И. В. Курчатову было всего 39 лет, по возрастным меркам науки он был молодым ученым рядом с Иоффе и Капицей. Именно в это время состоялось назначение Игоря Васильевича на пост руководителя проекта. Все атомные электростанции России и плутониевые реакторы этого периода создавались в рамках атомного проекта, которым до 1960 года руководил Курчатов.

С точки зрения сегодняшнего дня невозможно представить, что именно тогда, когда 60% промышленности было разрушено на оккупированных территориях, когда основное население страны работало для фронта, руководством СССР было принято решение, предопределившее развитие ядерной энергетики в будущем.

После оценки донесений разведки о положении дел с работами по физике атомного ядра в Германии, Великобритании, США Курчатову стал ясен размах отставания. Он начал собирать по стране и действующим фронтам ученых, которых можно было задействовать в вопросах создания ядерного потенциала.

Нехватка урана, графита, тяжелой воды, отсутствие циклотрона не остановили ученого. Работы, как теоретические, так и практические, возобновились в Москве. Высокий уровень секретности был определен ГКО (Государственным комитетом обороны). Для наработки оружейного плутония был построен реактор («котел» по терминологии самого Курчатова). Велись работы по обогащению урана.

Отставание от США в период с 1942 по 1949 год

2 сентября 1942 года в США, на первом в мире ядерном реакторе, была осуществлена управляемая ядерная реакция. В СССР к этому времени, кроме теоретических наработок ученых и данных разведки, не было практически ничего.

Становилось ясно, что догнать США в короткое время страна не сможет. Подготовить (сберечь) кадры, создать предпосылки к быстрому освоению процессов по обогащению урана, созданию ядерного реактора по производству оружейного плутония, восстановить работу заводов по производству чистого графита - это задачи, которые нужно было сделать за военное и послевоенное время.

Протекание ядерной реакции связано с выделением колоссального количества тепловой энергии. Ученые США - первые создатели атомной бомбы использовали это как дополнительный поражающий эффект при взрыве.

Атомные электростанции мира

На сегодняшний день ядерная энергетика хоть и вырабатывает колоссальное количество электроэнергии, но распространена в ограниченном количестве стран. Связано это с огромными капиталовложениями при возведении АЭС, начиная с геологоразведки, строительства, создания защиты и заканчивая обучением сотрудников. Окупаемость может произойти через десятки лет при условии постоянной, непрекращающейся работы станции.

Целесообразность строительства АЭС определяется, как правило, правительствами стран (естественно, после рассмотрения различных вариантов). В условиях развития промышленного потенциала, при отсутствии собственных внутренних запасов энергоносителей в больших количествах или их дороговизны предпочтение отдается строительству АЭС.

К концу 2014 года атомные реакторы работали в 31 стране мира. Строительство атомных электростанций начато в Белоруссии и ОАЭ.

Атомные электростанции России

На сегодняшний день в РФ работают десять атомных электростанций.

Сегодня атомные электростанции России входят в Госкорпорацию «Росатом», объединившую все структурные подразделения отрасли от добычи-обогащения урана и производства ядерного топлива до эксплуатации и сооружения атомных электростанций. По генерируемой атомными электростанциями мощности Россия находится на втором месте в Европе после Франции.

Атомная энергетика в Украине

Атомные электростанции Украины построены во времена Советского Союза. Совокупная установленная мощность украинских АЭС сравнима с российскими.

До распада СССР атомная энергетика Украины была интегрирована в единую отрасль. В постсоветский период до событий 2014 года на Украине работали промышленные предприятия, выпускающие комплектующие и для российских АЭС. В связи с разрывом промышленных отношений между РФ и Украиной задержаны запланированные на 2014 и 2015 годы пуски энергоблоков, строящихся в России.

Атомные электростанции Украины работают на ТВЭЛах (тепловыделяющих элементах с ядерным топливом, где происходит реакция деления ядер), изготовляющихся в РФ. Желание Украины перейти на американское топливо чуть не привело в 2012 году к аварии на Южно-Украинской АЭС.

К 2015 году госконцерн «Ядерное топливо», в состав которого входит Восточный горно-обогатительный комбинат (добыча урановой руды), пока не смог организовать решение вопроса о производстве собственных ТВЭЛов.

Перспективы атомной энергетики

После 1986 года, когда произошла авария на Чернобыльской АЭС, во многих странах были остановлены атомные электростанции. Повышение уровня безопасности вывело атомную энергетику из состояния стагнации. До 2011 года, когда произошла авария на японской АЭС "Фукусима-1" в результате цунами, атомная энергетика развивалась стабильно.

На сегодняшний день постоянные (как мелкие, так и крупные) аварии на атомных электростанциях будут тормозить принятие решений о строительстве или расконсервации установок. Отношение населения Земли к проблеме получения электроэнергии путем ядерной реакции можно определить как настороженно-пессимистичное.



Атомные электрические станции (АЭС). Принципиальная схема АЭС. Технологические схемы атомной электростанции (АЭС)

Атомные электрические станции - это тепловые станции, использующие энергию ядерных реакций. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана U-235, содержание которого в природном уране составляет 0,714%. Основная масса урана - изотоп U-238 (99,28% всей массы) при захвате нейтронов превращается во вторичное горючее - плутоний Рu-239. Возможно также использование тория, который при захвате нейтронов превращается в делящийся изотоп урана U-233. Реакция деления происходит в ядерном реакторе. Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами. Их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую подвергают тщательной очистке в неорганических фильтрах.

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Рис. Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение

При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

Реакторы атомных электростанций с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание U-235 невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей на АЭС используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего - плутония; таким образом может быть использована большая часть U-238.

На последующем этапе развития атомной энергетики намечается освоение термоядерных реакторов, в которых используется энергия реакций синтеза легких ядер дейтерия и трития.

Типы ядерных реакторов

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

• водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя;
• графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем;
• тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя;
• графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора.

На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС . В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%).

Из-за аварии в Чернобыле в 1986 году программа развития атомной энергетики была сокращена. После значительного увеличения производства электроэнергии в 80-е годы темпы роста замедлились, а в 1992-1993 гг. начался спад. При правильной эксплуатации, АЭС – наиболее экологически чистый источник энергии. Их функционирование не приводит к возникновению “парникового” эффекта, выбросам в атмосферу в условиях безаварийной работы, и они не поглощают кислород.

К недостаткам АЭС можно отнести трудности, связанные с захоронением ядерных отходов, катастрофические последствия аварий и тепловое загрязнение используемых водоемов. В нашей стране мощные АЭС расположены: в Центральном и Центрально-Черноземном районах, на Севере, на Северо-Западе, на Урале, в Поволжье и на Северном Кавказе. Новым в атомной энергетике является создание АТЭЦ и АСТ. На АТЭЦ, как и на обычной ТЭЦ, производится тепловая и электрическая энергия, а на АСТ – только тепловая. АТЭЦ действует в поселке Билибино на Чукотке, строятся АСТ.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 МВт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.

Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500-7000 ч/год.

Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одно­контурной (рис. а), двухконтурной (рис. б) и трехконтурной (рис. в).

Одноконтурная технологическая схема АЭС

Одноконтурная схема с кипящим реактором и графитовым замедлителем типа РБМК-1000 применена на Ленинградской АЭС. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами типа К-500-65/3000 и двумя генераторами мощностью 500 МВт. Кипящий реактор является парогенератором и тем самым предопределяет возможность применения одноконтурной схемы. Начальные параметры насыщенного пара перед турбиной: температура 284°С, давление пара 7,0 МПа. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

Двухконтурная технологическая схема АЭС

Двухконтурную схему применяют в водо-водяном реакторе типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается до температуры 568-598°С при давлении 12,25-15,7 МПа. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

Трехконтурная технологическая схема АЭС

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН-600. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной. Реактор БН-600 работает в блоке с тремя конденсационными турбинами К-200-130 с начальным давлением пара 13 МПа и температурой 500°С.

При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ; это позволяет снизить «парниковый эффект», ведущий к глобальному изменению климата.

Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции - около 75%, в Бельгии - около 65%, в России - только 12%).

Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (апрель 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Тем не менее с учетом экологической ситуации атомную энергетику следует рассматривать как перспективную.

Ядерную энергию используют в теплоэнергетике, когда из ядерного топлива в реакторах получают энергию в форме тепла. Оно используется для выработки электрической энергии в атомных электростанциях (АЭС) , для энергетических установок крупных морских судов, для опреснения морской воды.

Ядерная энергетика обязана своим появлением, в первую очередь, природе открытого в 1932 году нейтрона. Нейтроны входят в состав всех атомных ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они недолговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 минуты, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.

Современная ядерная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235 . На атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерном реакторе . По энергии нейтронов, производящих деление ядер, различают реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах .

Основной агрегат атомной электростанции — ядерный реактор, схема которого показана на рис. 1. Получают энергию из ядерного топлива, а затем она передается другому рабочему телу (воде, металлической или органической жидкости, газу) в форме тепла; далее ее превращают в электричество по той же схеме, что и в обычных .

Управляют процессом, поддерживают реакцию, стабилизируют мощность, осуществляют пуск и остановку реактора с помощью специальных подвижных управляющих стержней 6 и 7 из материалов, интенсивно поглощающих тепловые нейтроны. Их приводят в движение с помощью системы управления 5 . Действия регулирующих стержней проявляются в изменение мощности потока нейтронов в активной зоне. По каналам 10 циркулирует вода, охлаждающая бетон биологической защиты

Управляющие стержни изготовлены из бора или кадмия, которые термически, радиационно и коррозионно устойчивы, механически прочны, имеют хорошие теплопередающие свойства.

Внутри массивного стального корпуса 3 находится корзина 8 с тепловыделяющими элементами 9 . Теплоноситель поступает по трубопроводу 2 , проходит через активную зону, омывает все тепловыделяющие элементы, нагревается и по трубопроводу 4 поступает в парогенератор.

Рис. 1. Ядерный реактор

Реактор размещен внутри толстого бетонного биологического защитного устройства 1 , которое защищает окружающее пространство от потока нейтронов, альфа-, бета-, гамма-излучения.

Тепловыделяющие элементы (твэлы) — главная часть реактора. В них непосредственно происходит ядерная реакция и выделяется тепло, все остальные части служат для изоляции, управления и отвода тепла. Конструктивно твэлы можно выполнить стержневыми, пластинчатыми, трубчатыми, шаровыми и т. д. Чаще всего они стержневые, длиной до 1 метра, диаметром 10 мм. Обычно их собирают из урановых таблеток или из коротких трубок и пластин. Снаружи твэлы покрыты коррозионностойкой, тонкой металлической оболочкой. На оболочку используются циркониевые, алюминиевые, магниевые сплавы, а также легированная нержавеющая сталь.

Передача тепла, выделяющегося при ядерной реакции в активной зоне реактора, к рабочему телу двигателя (турбины) энергетических установок осуществляется по одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной схемам (рис. 2).

Рис. 2. Ядерная энергетическая установка
а – по одноконтурной схеме; б – по двухконтурной схеме; в – по трёхконтурной схеме
1 – реактор; 2, 3 – биологическая защита; 4 – регулятор давления; 5 – турбина; 6 – электрогенератор; 7 – конденсатор; 8 – насос; 9 – резервная ёмкость; 10 – регенеративный подогреватель; 11 – парогенератор; 12 – насос; 13 – промежуточный теплообменник

Каждый контур — замкнутая система. Реактор 1 (во всех тепловых схемах) размещен внутри первичной 2 и вторичной 3 биологических защит. Если АЭС построена по одноконтурной тепловой схеме, пар из реактора через регулятор давления 4 поступает в турбину 5 . Вал турбины соединен с валом электрогенератора 6 , в котором вырабатывается электрический ток. Отработавший пар поступает в конденсатор, где охлаждается и полностью конденсируется. Насос 8 направляет конденсат в регенеративный подогреватель 10 , и далее он поступает в реактор.

При двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор 11 , где тепло поверхностным подогревом передается теплоносителю рабочего тела (питательной воде второго контура). В водо-водяных реакторах теплоноситель в парогенераторе охлаждается примерно на 15…40 о С и далее циркуляционным насосом 12 обратно направляется в реактор.

При трехконтурной схеме теплоноситель (обычно жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник 13 и оттуда циркуляционным насосом 12 возвращается в реактор. Теплоноситель во втором контуре тоже жидкий натрий. Этот контур не облучается и, следовательно, нерадиоактивен. Натрий второго контура поступает в парогенератор 11 , отдает тепло рабочему телу, а затем циркуляционным насосом отправляется обратно в промежуточный теплообменник.

Число циркуляционных контуров определяет тип реактора, применяемый теплоноситель, его ядерно-физические свойства, степень радиоактивности. Одноконтурная схема может быть использована в кипящих реакторах и в реакторах с газовым теплоносителем. Наибольшее распространение получила двухконтурная схема при использовании в качестве теплоносителя воды, газа и органических жидкостей. Трехконтурная схема применяется на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах при использовании жидкометаллических теплоносителей (натрий, калий, сплавы натрий-калий).

Ядерным горючим могут быть уран-235, уран-233 и плутоний-232 . Сырье для получения ядерного топлива — природный уран и торий . При ядерной реакции одного грамма делящегося вещества (уран-235) освобождается энергия, эквивалентная 22×10 3 кВт × ч (19×10 6 кал). Для получения такого количества энергии необходимо сжечь 1900 кг нефти.

Уран-235 легко доступен, его энергетические запасы примерно такие же, как и органического топлива. Однако при использовании ядерного топлива с такой низкой эффективностью, как ныне, доступные урановые источники будут истощены через 50-100 лет. В то же время практически неисчерпаемы «залежи» ядерного топлива — это уран, растворенный в морской воде. В океане его в сотни раз больше, чем на суше. Стоимость получения одного килограмма двуокиси урана из морской воды около 60-80$, а в перспективе снизится до 30$, а стоимость двуокиси урана, добываемой в наиболее богатых месторождениях на суше, 10-20$. Стало быть, через некоторое время затраты на суше и «на морской воде» станут одного и того же порядка.

Стоимость ядерного топлива примерно в два раза ниже, чем ископаемых углей. На электростанциях, работающих на угле, на долю горючего падает 50-70% стоимости электроэнергии, а на АЭС — 15-30%. Современная ТЭС мощностью 2,3 млн кВт (например, Самарская ГРЭС) ежесуточно потребляет около 18 тонн угля (6 железнодорожных составов) или 12 тыс. тонн мазута (4 железнодорожных состава). Атомная же, такой же мощности, расходует в течение суток всего 11 кг ядерного горючего, а в течение года 4 тонны. Однако атомная электростанция дороже тепловой с точки зрения строительства, эксплуатации, ремонта. Например, сооружение АЭС мощностью 2 — 4 млн кВт обходится примерно на 50-100 % дороже, чем тепловой.

Уменьшить капитальные затраты на строительство АЭС возможно за счет:

1. стандартизации и унификации оборудования;
2. разработки компактных конструкций реакторов;
3. совершенствования систем управления и регулирования;
4. сокращения продолжительности остановки реактора для перегрузки топлива.

Важной характеристикой ядерных энергетических установок (ядерного реактора) является экономичность топливного цикла. Чтобы повысить экономичность топливного цикла, следует:

• увеличить глубину выгорания ядерного топлива;
• поднять коэффициент воспроизводства плутония.

При каждом делении ядра урана-235 освобождается 2-3 нейтрона. Из них для дальнейшей реакции используют только один, остальные теряются. Однако существует возможность использовать их для воспроизводства ядерного топлива, создавая реакторы на быстрых нейтронах. При работе реактора на быстрых нейтронах можно на 1 кг сожженного урана-235 одновременно получить примерно 1,7 кг плутония-239. Таким образом можно покрыть низкий термический КПД АЭС.

Реакторы на быстрых нейтронах в десятки раз эффективнее (в плане использования ядерного топлива) реакторов на топливных нейтронах. В них отсутствует замедлитель, применяется высокообогащенное ядерное горючее. Вылетающие из активной зоны нейтроны поглощаются не конструктивными материалами, а расположенным вокруг ураном-238 или торием-232.

В будущем основными делящимися материалами для атомных энергетических установок станут плутоний-239 и уран-233, полученных соответственно из урана-238 и тория-232 в реакторах на быстрых нейтронах. Превращение в реакторах урана -238 в плутоний-239 увеличит ресурсы ядерного топлива примерно в 100 раз, а тория-232 в уран-233 — в 200 раз.

На рис. 3 приведена схема ядерной энергетической установки на быстрых нейтронах.

Отличительными особенностями ядерной электроустановки на быстрых нейтронах являются:

1. изменение критичности ядерного реактора осуществляется за счет отражения части нейтронов деления ядерного топлива с периферии обратно в активную зону при помощи отражателей 3 ;
2. отражатели 3 могут поворачиваться, изменяя утечку нейтронов и, следовательно, интенсивность реакций деления;
3. воспроизводится ядерное топливо;
4. отвод излишней тепловой энергии от реактора осуществляется при помощи холодильника-излучателя 6 .

Рис. 3. Схема ядерной энергетической установки на быстрых нейтронах:
1 – тепловыделяющие элементы; 2 – воспроизводимое ядерное топливо; 3 – отражатели быстрых нейтронов; 4 – ядерный реактор; 5 – потребитель электроэнергии; 6 – холодильник-излучатель; 7 – преобразователь тепловой энергии в электрическую; 8 – радиационная защита.

Преобразователи тепловой энергии в электрическую

По принципу использования тепловой энергии, вырабатываемой ядерной энергетической установкой, преобразователи можно разделить на 2 класса:

1. машинные (динамические);
2. безмашинные (прямые преобразователи).

В машинных преобразователях с реактором обычно связывают газотурбинную установку, в которой рабочим телом может быть водород, гелий, гелий-ксеноновая смесь. Эффективность преобразования в электроэнергию тепла, подведенного непосредственно к турбогенератору, достаточно высока — КПД преобразователя η= 0,7-0,75.

Схема ядерной энергетической установки с динамическим газотурбинным (машинным) преобразователем показана на рис. 4.

Другой тип машинного преобразователя — магнитогазодинамический или магнитогидродинамический генератор (МГДГ). Схема такого генератора приведена на рис. 5. Генератор представляет собой канал прямоугольного сечения, две стенки которого выполнены из диэлектрика, а две — из электропроводящего материала. По каналам движется электропроводящее рабочее тело — жидкое или газообразное, которое пронизывается магнитным полем. Как известно, при движении проводника в магнитном поле возникает ЭДС, которая по электродам 2 передается потребителю электроэнергии 3 . Источником энергии потока рабочего тепла является тепло, выделяющееся в ядерном реакторе. Эта тепловая энергия затрачивается на перемещение зарядов в магнитном поле, т.е. превращается в кинетическую энергию токопроводящей струи, а кинетическая энергия — в электрическую.

Рис. 4. Схема ядерной энергоустановки с газотурбинным преобразователем:
1 – реактор; 2 – контур с жидкометаллическим теплоносителем; 3 – теплообменник для подвода теплоты к газу; 4 – турбина; 5 – электрогенератор; 6 – компрессор; 7 – холодильник-излучатель; 8 – контур отвода теплоты; 9 – насос циркуляционный; 10 – теплообменник для отвода теплоты; 11 – теплообменник-регенератор; 12 – контур с рабочим телом газотурбинного преобразователя.

Прямые преобразователи (безмашинные) тепловой энергии в электрическую подразделяются на:

1. термоэлектрические;
2. термоэмиссионные;
3. электрохимические.

Термоэлектрические генераторы (ТЭГ) основаны на принципе Зеебека, заключающемся в том, что в замкнутой цепи, состоящей из разнородных материалов, возникает термо-ЭДС, если поддерживается разность температур в местах контакта этих материалов (рис. 6). Для получения электроэнергии целесообразно использовать полупроводниковые ТЭГ, имеющие более высокий КПД, при этом температуру горячего спая нужно доводить до 1400 К и выше.

Термоэмиссионные преобразователи (ТЭП) позволяют получать электроэнергию в результате эмиссии электронов с нагретого до высоких температур катода (рис. 7).

Рис. 5. Магнитогазодинамический генератор:
1 – магнитное поле; 2 – электроды; 3 – потребитель электроэнергии; 4 – диэлектрик; 5 – проводник; 6 – рабочее тело (газ).

Рис. 6. Схема работы термоэлектрического генератора

Рис. 7. Схема работы термоэмиссионного преобразователя

Для поддержания тока эмиссии к катоду подводится теплота Q 1 . Эмитируемые катодом электроны, преодолев вакуумный промежуток, достигают анода и поглощаются им. При «конденсации» электронов на аноде выделяется энергия, равная работе выхода электронов с противоположным знаком. Если обеспечить непрерывный подвод теплоты к катоду и отвод её от анода, то через нагрузку R потечет постоянный ток. Электронная эмиссия протекает эффективно при температурах катода выше 2200 К.

Безопасность и надежность работы АЭС

Одним из главных вопросов развития атомной энергетики является обеспечение надёжности и безопасности работы АЭС.

Радиационная безопасность обеспечивается:

1. созданием надёжных конструкций и устройств биологической защиты персонала от облучений;
2. очисткой воздуха и воды, выходящих из помещений АЭС за ее пределы;
3. извлечением и надёжной локализацией радиоактивных загрязнений;
4. повседневным дозиметрическим контролем помещений АЭС и индивидуальным дозиметрическим контролем персонала.

Помещения АЭС в зависимости от режима работы и установленного в них оборудования делятся на 3 категории:

1. зона строгого режима;
2. зона ограниченного режима;
3. зона нормального режима.

В помещениях третьей категории персонал находится постоянно, эти помещения на станции радиационно безопасны.

При работе АЭС образуются твёрдые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы. Они должны выводиться так, чтобы не создавалось загрязнения окружающей среды.

Удаляемые из помещения газы при их вентиляции могут содержать радиоактивные вещества в виде аэрозолей, радиоактивную пыль и радиоактивные газы. Вентиляция станции строится так, чтобы потоки воздуха проходили из наиболее «чистых» в «загрязненные», а перетоки в обратном направлении исключались. Во всех помещениях станции полная замена воздуха производится в течение не более одного часа.

При эксплуатации АЭС возникает проблема удаления и захоронения радиоактивных отходов. Отработавшие в реакторах твэлы выдерживают определенное время в бассейнах с водой непосредственно на АЭС, пока не произойдет стабилизация изотопов с малым временем полураспада, после чего твэлы отправляются на специальные радиохимические заводы для регенерации. Там из твэлов извлекается ядерное горючее, а радиоактивные отходы подлежат захоронению.

Как работает, например, гидроэлектростанция? Здесь все просто. Строится плотина, создается большой водоем, потоки воды под давлением вращают вал генератора, который вырабатывает электроэнергию. Как устроены ветряные электростанции? Тут все намного проще! Ветер крутит большие лопасти, которые вращают вал генератора, получается электричество. А какой принцип работы атомной электростанции? Оказывается, большинство людей вообще не понимают, как получают электроэнергию с помощью атомных реакторов. Для многих, это будто некая магия, что-то такое происходит в атомном реакторе, откуда получается электрический ток.

Считаю, что это несправедливо, люди должны знать, как работают атомные электростанции, потому что все намного проще и понятнее чем может показаться. О принципах работы атомной энергетики расскажу на примере Нововоронежской АЭС.

Итак, атомная станция со стороны выглядит как многие промышленные предприятия с техническими корпусами, кранами и трубами. Заметное отличие заключается в больших градирнях, из которых выходят большие клубы пара. Хотя градирни есть и на обычных теплоэлектростанциях, так что АЭС легко можно не опознать.

Переходим к самой известной по фильмам и фотографиям части АЭС — щиту управления.
Это блочный щит управления 4-м энергоблоком Нововоронежской атомной станции, запущенным в 1972 году. Здесь используется реактор ВВЭР-440 мощностью 400 МВт.

Нововоронежская АЭС — одна из первых атомных электростанций СССР и первая в мире атомная станция с водо-водяным энергетическим реактором. АЭС снабжает около 20 предприятий и более 2 миллионов жителей Центрально-Черноземного региона, а также на 85% обеспечивает Воронежскую область электричеством.

Всем известная «круглая штука с ромбиками» является разрезом активной зоны реактора. Красным показаны регулирующие стержни, белым — тепловыделяющие сборки. Если коротко и грубо, то атомный реактор представляет из себя большой вертикальный цилиндр, внутри которого располагаются стержни из ядерного топлива и контролирующие стержни.

Энергоблоки 3 и 4 были построены в начале 1970-х годов и должны были закончить работу еще в начале 2000-х годов, но позже срок их эксплуатации продлили. С прошлого года проводится активная модернизация.

Всего за историю Нововоронежской станции было 6 энергоблоков, первый из которых пущен в 1964 году, а шестой — в 2016 году. Седьмой энергоблок сейчас строится, а первый и второй уже выведены из работы.

Самая верхняя часть реактора, крышка напоминает большой колокол, а сами стержни находятся глубоко внизу. Это реакторное отделение 3-го и 4-го энергоблоков, а подобная смотровая площадка существует только на Нововоронежской АЭС. Да, именно так, можно сказать, выглядит снаружи атомный реактор.
Немного позади крышки располагается устройство для замены стержней, которое подъезжает сверху, когда крышку открывают, и производит работу внутри.

Блочный щит управления 5-м энергоблоком, построенным в 1980 году. Здесь используется реактор ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт.

Энергоблок должны были вывести из работы в 2010 году, но позже срок продлили.
С 1995 года Нововоронежская АЭС осуществляет модернизацию энергоблоков для приведения их в соответствие с современными стандартами безопасности.

Поскольку энергоблок и щит управления более новые, то и разрез активной зоны реактора тоже отображается уже не в аналоговом виде, а на мониторе компьютера в режиме реального времени. Можно наблюдать температуру и многие другие параметры.

Самая главная кнопка, которая полностью отключает реактор при возникновении самых страшных аварийных ситуаций. Пожелаем сотрудникам АЭС, чтобы подобных аварий никогда не происходило, а эта кнопка всегда оставалась запечатанной.

Во многих местах и помещениях станции находятся специальные устройства, измеряющие уровень радиации — счетчики Гейгера или дозиметры.

Пятый энергоблок Нововоронежской АЭС снаружи выглядит как цилиндр. Внутри необычного здания находится сам атомный реактор, окруженный специальной защитной цилиндрической оболочкой из железобетона. После ремонта и модернизации в 2011 году он снова введен в эксплуатацию, его мощность 1000 МВт.

А теперь главный вопрос: зачем вообще нужен реактор, как из всего этого получается электричество?
В реальности все оказывается не так «магически», как вероятно хотелось бы. Атомный реактор является фактически большим кипятильником, который нагревает воду.

После нагревания вода направляется к другому замкнутому контуру с водой, которая уже превращается в пар. Этот пар крутит большую турбину, приводящую в движение генератор, который вырабатывает электроэнергию.

В общем, все просто: реактор нагревает, вода/пар крутит генератор, получается электричество.
Машинный зал 5-го энергоблока.

Нагретую воду необходимо дальше куда-то направить и охладить, для этого придумали целые охладительные башни — градирни. Вода закачивается насосом наверх, а потом падает вниз, дробясь на мелкие капельки в оросителе. Снизу подается поток воздуха, который испаряет часть воды, а часть просто охлаждается и падает вниз.
Это градирни 3-го и 4-го энергоблоков высотой 95 метров.

Комплектное распределительное устройство предназначено для приема, распределения и передачи электричества. Грубо говоря, большой трансформатор. Внутри специальных труб находятся линии электропередач, все надежно и безопасно.
Это КРУЭ шестого энергоблока Нововоронежской АЭС.

Центральный щит управления 6-го энергоблока, который на данный момент является самым мощным атомной энергетике России — 1200 МВт. Построен по технологиям безопасности, ставшим актуальными после аварии на Фукусиме. Тип атомного реактора ВВЭР-1200.

Шестой энергоблок с улицы выглядит не так инфернально как цилиндр пятого, но по верхней части с трубами можно узнать. В августе 2016 года энергоблок был включен в сеть и выдал первые 240 МВт в энергосистему. На данный момент, это самый высокотехнологичный энергоблок в России, соответствующий самым современным требованиям надежности и безопасности.

Брызгальные бассейны 6-го блока, которые нужны для охлаждения систем потребления реактора. На заднем плане здание шестого энергоблока, градирни 6-го и строящегося 7-го энергоблока, и сама стройка.

Седьмой энергоблок будет близнецом шестого, завершение строительства намечено на 2018 год. Энергоблок будет устойчив к землетрясениям, ураганам, наводнениям, взрывам, даже падению самолета. Типа реактора ВВЭР-1200.

Турбинный зал 6-го энергоблока.

Срок службы основного оборудования блока теперь составляет 60 лет, а не 30 лет, как было на старых энергоблоках.

Градирни 6-го и 7-го энергоблоков намного больше и выше старых, их высота 171 метр.

Теперь вместо двух градирней на энергоблок используется одна, но большего размера. Это позволило уменьшить площадь самой атомной станции, сократить расходы материалов и средств.

Пункт управления 6-го энергоблока. В полную промышленную эксплуатацию энергоблок запланировано принять в конце 2016 года после проведения различных испытаний.

Большое спасибо лично