На каком топливе работает аэс. Атомные электрические станции



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.



Многие ли из вас видели атомную электростанцию хотя бы издалека? С учетом того, что в России действующих АЭС всего десять и охраняются они будь здоров, думаю, ответ в большинстве случаев отрицательный. Впрочем, в ЖЖ народ, как известно, бывалый. Окей, а многие ли тогда видели АЭС изнутри? Ну, например, щупали собственной рукой корпус ядерного реактора? Никто. Я угадал?

Ну что же, сегодня у всех подписчиков этого фотоблога есть возможность увидеть все эти высокие технологии максимально близко. Понимаю, в живую это интереснее в разы, но давайте начинать с малого. В будущем, возможно, я смогу несколько человек взять с собой, а пока изучаем матчасть!

02 . Итак, мы в сорока пяти километрах от неподалёку от строительной площадки 4 очереди Нововоронежской АЭС. Неподалёку от действующей АЭС (первый энергоблок был запущен ещё в шестидесятых годах прошлого века) ведётся сооружение двух современных энергоблоков общей мощностью 2400 МВт. Строительство ведётся по новому проекту "АЭС-2006", который предусматривает использование реакторов ВВЭР-1200. Но о самих реакторах чуть позже.

03 . Именно тот факт, что строительство еще не завершено, и дает нам редкий шанс увидеть всё своими глазами. Даже реакторный зал, которой в будущем будет герметично закрыт и открываться для обслуживания только один раз в год.

04 . Как видно на предыдущем фото, купол наружной защитной оболочки седьмого энергоблока еще на стадии бетонирования, а вот здание реактора энергоблока №6 выглядит уже интереснее (смотрим фото ниже). В общей сложности на бетонирование этого купола потребовалось более 2000 кубометров бетона. Диаметр купола в основании составляет 44 м, толщина – 1,2 м. Обратите внимание на зеленые трубы и объемный металлический цилиндр (вес – 180 т, диаметр – около 25 м, высота – 13 м) – это элементы системы пассивного отвода тепла (СПОТ). На российской АЭС они монтируются впервые. В случае полного обесточивания всех систем АЭС (как это случилось на "Фукусиме"), СПОТ способна обеспечить длительный отвод тепла от активной зоны реактора.

05 . Безусловно самым масштабным элементом АЭС являются башенные градирни. Кроме того, это одно из наиболее эффективных устройств для охлаждения воды в системах оборотного водоснабжения. Высокая башня создает ту самую тягу воздуха, которая необходима для эффективного охлаждения циркулирующей воды. Благодаря высокой башне одна часть испарений возвращается в цикл, а другая уносится ветром.

06 . Высота оболочки башенной градирни энергоблока №6 – 171 метр. Это около 60 этажей. Сейчас это сооружение является самым высоким среди аналогичных, когда либо возводимых в России. Её предшественники не превышали 150 м высоты (на Калининской АЭС). На возведение конструкции ушло более 10 тысяч кубометров бетона.

07 . В основании градирни (диаметр составляет 134 м) расположена так называемыя чаша бассейна. Его верхняя часть "вымощена" оросительными блоками. Ороситель – это основной конструктивный элемент градирни такого типа, предназначенный для того, чтобы раздробить стекающий по нему поток воды и обеспечить ему длительное время и максимальную площадь контакта с охлаждающим воздухом. По сути своей, это решётчатые модули из современных полимерных материалов.

08 . Естественно, мне захотелось сделать эпичный кадр верх, но уже смонтированный ороситель помешал мне это сделать. Поэтому перемещаемся в градирню энергоблока №7. Увы, ночью был морозец и с поездкой на лифте на самый верх мы обломались. Он замёрз.

09 . Ладно, может еще довёдется как-нибудь прокатиться на такую верхотуру, а пока кадр монтируемой системы орошения.

10 . Подумал тут... А может нас просто не пустили на верх из соображений безопасности?

11 . Вся территория стройплощадки пестрит предупреждающими, запрещающими и просто агитационными плакатами и табличками.

12 . Ладно. Телепортируемся в здание центрального щита управления (ЦЩУ).
Ну, естественно, в наше время всё управление ведётся с помощью компьютеров.

13 . Огромная комната, залитая светом, буквально напичкана стройными рядами шкафов с автоматическими системами релейной защиты.

14 . Релейная защита осуществляет непрерывный контроль состояния всех элементов электроэнергетической системы и реагирует на возникновение повреждений и/или ненормальных режимов. При возникновении повреждений система защиты должна выявить конкретный повреждённый участок и отключить его, воздействуя на специальные силовые выключатели, предназначенные для размыкания токов повреждения (короткого замыкания или замыкания на землю).

15 . Вдоль каждой стены расставлены огнетушители. Автоматические, конечно.

16 . Далее перемещаемся в здание комплектного распределительного устройства на 220 кВ (КРУЭ-220). Одно из самых фотогеничных мест на всей АЭС, на мой взгляд. Есть еще КРУЭ-500, но его нам не показали. КРУЭ-220 входит в состав общестанционного электротехнического оборудования и предназначено для приема мощности с внешних линий электропередачи и распределения его на площадке строящейся станции. То есть пока энергоблоки строятся, с помощью КРУЭ-220 электроэнергией обеспечиваются непосредственно строящиеся объекты.

17 . В проекте "АЭС-2006", по которому сооружаются шестой и седьмой энергоблоки, в схеме выдачи мощности на распределительных подстанциях впервые применены комплектные распредустройства 220/500кВ закрытого типа с элегазовой изоляцией. По сравнению с открытыми распредустройствами, которые до сих пор применялись в атомной энергетике, площадь закрытого - в несколько раз меньше. Для понимания масштаба здания, рекомендую вернуться к титульному фото.

18 . Естественно, после ввода новых энергоблоков в эксплуатацию оборудование КРУЭ-220 будет задействовано для передачи в Единую энергосистему электроэнергии, произведенной на Нововоронежской АЭС. Обратите внимание на ящики возле опор ЛЭП. Большинство электрооборудования, применяемого в строительстве, произведено компанией Siemens.

19 . Но не только. Вот, к примеру, автотрансформатор Hyundai.
Вес этого агрегата 350 тонн, а предназначен он для преобразования электроэнергии с 500 кВ до 220 кВ.

20 . Есть (что приятно) и наши решения. Вот, например, повышающий транформатор производства ОАО "Электрозавод". Созданный в 1928 году первый отечественный трансформаторный завод сыграл колоссальную роль в индустриализации страны и в развитии отечественной энергетики. Оборудование с маркой "Электрозавод" работает более чем в 60 странах мира.

21 . На всякий случай, поясню немного по трансформаторам. В общем, схема выдачи мощности (после завершения строительства и запуска в эсплуатацию, естественно) предусматривает производство электроэнергии напряжением двух классов – 220 кВ и 500 кВ. При этом, турбина (о ней позже), вырабатывает всего 24 кВ, которые по токопроводу поступают на блочный трансформатор, где и повышаются уже до 500 кВ. После чего часть энергомощности через КРУЭ-500 передается в Единую энергосистему. Другая часть – на автотрансформаторы (те самые "хюндаи"), где понижается с 500 кВ до 220 кВ и через КРУЭ-220 (смотрим выше) также поступает в энергосистему. Дык вот в качестве упомянутого блочного трансформатора используется три однофазных повышающих "электрозаводских" трансформатора (мощность каждого – 533 МВт, вес – 340 тонн).

22 . Если понятно, переходим к паротурбинной установке энергоблока №6. Вы уж простите, повествование моё идёт как бы от конца к началу (если исходить из процесса производства электроэнергии), но примерно в такой последовательности мы и гуляли по стройплощадке. Так что прошу пардона.

23 . Итак, турбина и генератор спрятаны под кожухом. Поэтому поясняю. Собственно, турбина – это агрегат, в котором тепловая энергия пара (температурой около 300 градусов и давлением 6,8 МПа) преобразуется в механическую энергию вращения ротора, и уже на генераторе – в нужную нам электрическую энергию. Вес машины в собранном состоянии – более 2600 тонн, длина – 52 метра, состоит она из более чем 500 комплектующих. Для транспортировки данного оборудования на строительную площадку было задействовано порядка 200 грузовых машин. Данная турбина К-1200–7-3000 была изготовлена на Ленинградском металлическом заводе и это первая в России быстроходная (3000 оборотов в минуту) турбина мощностью 1200 МВт. Данная инновационная разработка создана специально для атомных энергоблоков нового поколения, которые сооружаются по проекту "АЭС-2006". На фото общий вид турбинного цеха. Или машзала, если хотите. Турбину олдскульные атомщики называют машиной.

24 . Этажом ниже расположены конденсаторы турбины. Конденсаторная группа относится к основному технологическому оборудованию машинного зала и, как все уже догадались, предназначена для превращения в жидкость отработанного в турбине пара. Образовавшийся конденсат после необходимой регенерации вновь возвращается в парогенератор. Вес оборудования конденсационной установки, куда входят 4 конденсатора и система трубопроводов, составляет более 2000 тонн. Внутри конденсаторов располагается порядка 80 тысяч титановых трубок, которые образуют теплопередающую поверхность общей площадью 100 тысяч квадратных метров.

25 . Разобрались? Вот вам здание машзала практически в разрезе и идем дальше. На самом верху мостовой кран.

26 . Перемещаемся в блочный пульт управления энергоблоком №6.
Предназначение, думаю, понятно без пояснений. Выражаясь фигурально, это мозг атомной электростанции.

27 . Элементы БПУ.

28 . Ну и наконец-то, мы отправляемся посмотреть помещения реакторного отделения! Собственно, это место, где расположен ядерный реактор, первый контур и их вспомогательное оборудование. Естественно, в обозримом будущем оно станет герметичным и недоступным.

29 . И самым естественным образом, при попадании внутрь, первым делом задираешь голову и поражаешься размерам купола гермооболочки. Ну и полярным краном заодно. Мостовой кран кругового действия (полярный кран) грузоподъемностью 360 тонн предназначен для монтажа крупногабаритного и тяжеловесного оборудования гермозоны (корпуса реактора, парогенераторов, компенсатора давления и др.). После ввода атомной станции в эксплуатацию кран будет испольоваться при проведении ремонтных работ и транспортировке ядерного топлива.

30 . Далее, конечно, я устремляюсь к реактору и зачарованно наблюдаю его верхнюю часть, еще не подозревая, что ситуация обстоит аналогичная с айсбергами. Так вот ты какой, северный олень. Выражаясь фигурально, это сердце атомной электростанции.

31 . Фланец корпуса реактора. Позже на него убудет установлен верхний блок с приводами СУЗ (система управления и защиты реактора), обеспечивающий уплотнение главного разъема.

32 . Неподалёку наблюдаем бассейн выдержки. Его внутренняя поверхность представляет собой сварную конструкцию из листовой нержавеющей стали. Он предназначен для временного хранения отработавшего ядерного топлива, выгружаемого из реактора. После снижения остаточного тепловыделения использованное топливо вывозится из бассейна выдержки на предприятие атомной отрасли, занимающейся переработкой и регенерацией топлива (хранением, захоронением или переработкой).

33 . А это вдоль стеночки стоят гидроёмкости системы пассивного залива активной зоны. Они относятся к пассивным системам безопасности, то есть функционирует без привлечения персонала и использования внешних источников энергоснабжения. Упрощая, это гигантские бочки, заполненные водным раствором борной кислоты. В случае возникновения чрезвычайной ситуации, когда давление в первом контуре падает ниже определенного уровня, происходит подача жидкости в реактор и охлаждение активной зоны. Таким образом ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащей воды, поглощающей нейтроны. Стоит отметить, что в проекте "АЭС-2006", по которому сооружается четвертая очередь Нововоронежской АЭС, впервые предусмотрена дополнительная, вторая, ступень защиты – гидроемкости пассивного залива активной зоны (8 из 12 емкостей), каждая - объемом 120 кубометров.

34 . При проведении будущих планово-предупредительных ремонтов и замены ядерного топлива попасть внутрь реакторного отделения можно будет через транспортный шлюз. Он представляет собой 14-ти метровую цилиндрическую камеру диаметром свыше 9 метров, герметично запираемую с двух сторон полотнами ворот, которые открываются поочередно. Общий вес шлюза составляет порядка 230 тонн.

35 . С наружней стороны шлюза открывается обзорный вид на всю стройплощадку в целом и энергоблок №7 в частности.

36 . Ну, а мы глотнув свежего воздуха, спускаемся ниже, чтобы увидеть, собственно, цилиндрический корпус реактора. Но покуда нам попадаются только технологические трубопроводы. Большая зелёная труба - это один из контуров, так что мы уже совсем близко.

37 . А вот и он. Водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением модели ВВЭР-1200. Не буду углубляться в дебри деления ядра и цепной ядерной реакции (поди уже и так читаете по диагонали), добавлю только, что внутри реактора расположено множество тепловыделяющих элементов (т.н. твэлы) в виде набора герметичных трубок из специальных сплавов диаметром 9,1–13,5 мм и длиной несколько метров, заполненных таблетками ядерного топлива, а так же управляющие стержни, которые дистанционно с пульта управления можно перемещать по всей высоте активной зоны. Эти стержни изготавливаются из веществ, поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Таким способом регулируется мощность реактора. Теперь понятно для чего в верхней части реактора столько отверстий?

38 . Да, чуть не забыл про главный циркуляционный насос (ГЦН). Он тоже относится к основному технологическому оборудованию здания реактора и предназначен для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре. В течение часа агрегат перекачивает более 25 тысяч кубометров воды. Также ГЦН обеспечивает охлаждение активной зоны во всех режимах работы реакторной установки. В состав установки входит четыре ГЦН.

39 . Ну и для закрепления пройденного материала, смотрим на самую простую схему работы АЭС. Всё же просто, разве нет? В особо запущенных случаях перечитываем пост еще раз, хе-хе))

40 . Вот в целом как-то так. Но для тех, кому тема близка, подкину еще несколько карточек с людьми. Согласитесь, в репортаже их не так и много, а между тем, с 2006 года здесь потрудились многие тысячи специалистов различного профиля.

41 . Кто-то внизу...

42 . А кто-то вверху... Хоть вы их и не видите, но они есть.

43 . А это один из самых заслуженных строителей Нововоронежской АЭС – гусеничный самоходный кран DEMAG. Именно он поднимал и устанавливал эти многотонные элементы реакторного и машинного залов (грузоподъемность – 1250 тонн). Дядька-монтажник и грузовик для понимания масштаба, а во весь рост (115 метров) смотрите красавца на фото 03 и 04.

И в качестве заключения. С марта этого года, по неведомым мне причинам, действующую Нововоронежскую АЭС и строящуюся Нововоронежскую АЭС-2 объединили. То, что мы с вами посетили и то, что привыкли называть НВАЭС-2, теперь называется четвертой очередью НВАЭС, а строящиеся энергоблоки из первого и второго превратились, соответственно, в шестой и седьмой. Инфа 110%. Желающие могут сразу же отправиться переписывать статьи в википедии, а я благодарю сотрудников отдела по связям со строящимися энергоблоками НВАЭС и особенно Татьяну, без которой бы эта экскурсия, скорее всего, не состоялась. Так же мои благодарности за ликбез по устройству атомных станций начальнику смены Роману Владимировичу Гридневу, а так же Владимиру

Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников

Всегда приятно в чем-то быть первым. Так и наша страна, еще будучи в составе СССР, оказалась первой во многих начинаниях. Ярким примером служит возведение АЭС. Понятно, что в ее разработке и строительстве были задействованы многие. Но все же первая в мире АЭС была расположена на территории, которая сейчас находится в России.

Предыстория возникновения АЭС

Она началась с использования атома в военных целях. До того как была построена первая в мире АЭС, многие сомневались в том, что атомную энергию можно направить в мирное русло.

Сначала была создана атомная бомба. Всем известен печальный опыт использования ее в Японии. Потом на полигоне было осуществлено испытание атомной бомбы, созданной советскими учеными.

Спустя некоторое время в СССР начали производить плутоний на промышленном реакторе. Созданы все условия для получения в крупных масштабах обогащенного урана.

Именно в это время, осенью 1949 года, началось активное обсуждение того, как организовать предприятие, на котором атомная энергия будет применяться для выработки электроэнергии и тепла.

Теоретические разработки и создание проекта было возложено на Лабораторию «В». В то время ее возглавлял Д.И. Блохинцев. Ученый совет под руководством предложил ядерный реактор, который работал на обогащенном уране. В качестве замедлителя использовался бериллий. Охлаждение осуществлялось с применением гелия. Рассматривались и другие варианты реакторов. Например, с использованием быстрых и промежуточных нейтронов. Также допускались другие способы охлаждения.

Весной 1950 года вышло постановление Совета министров. В нем значилось то, что необходимо возвести три опытных реактора:

• первый — уран-графитовый с охлаждением водой;
• второй — гелий-графитовый, который должен был использовать газовое охлаждение;
• третий — уран-бериллиевый также с газовым охладителем.

На создание технического проекта отводился остаток текущего года. С использованием этих трех реакторов мощность первой в мире АЭС была около 5000 кВт.

Где и кем они были созданы?

Само собой, для того чтобы возвести эти постройки, нужно было определиться с местом. Так, первая АЭС в мире построена в городе Обнинске.

Строительные работы были поручены НИИ "Химмаш". В тот момент им руководил Н. Доллежаль. По образованию он химик-строитель, который был далек от ядерной физики. Но все же его знания оказались полезными во время сооружения конструкций.

Общими усилиями, а в работу чуть позже подключились еще несколько институтов, была построена первая в мире АЭС. Создатель у нее не один. Их много, потому что такой масштабный проект не под силу создать в одиночку. Но основным разработчиком называется Курчатов, а строителем — Доллежаль.

Ход строительства и подготовка пуска

Параллельно с тем, как создавалась первая в мире АЭС, в лаборатории разрабатывались стенды. Они были прототипами которые впоследствии использовались на атомных подводных лодках.

Летом 50-го года начались подготовительные работы. Они продолжались в течение одного года. Итогом всех работ оказалась самая первая АЭС в мире. Ее первоначальный проект практически не изменился.

Были внесены такие коррективы:

• уран-бериллиевый реактор был создан со свинцово-висмутовым охладителем;
• гелий-графитовый реактор был заменен водо-водяным, который лег в основу всех последующих АЭС, а также использовался на ледоколах и подводных лодках.

В июне 1951 года вышло постановление о том, чтобы соорудить опытную электростанцию. Тогда же для уран-графитового реактора были доставлены все необходимые материалы. И в июле началось сооружение АЭС с охлаждением водой.

Первый запуск, обеспечивающий электричеством населенные пункты

Начало загрузки активной зоны реактора состоялось в мае 1954 года. А именно 9 числа. Вечером того же дня в нем началась цепная реакция. урана происходило так, что оно поддерживалось самостоятельно. Это был так называемый физический пуск станции.

Спустя полтора месяца в июне 1954 года был выполнен энергетический пуск АЭС. Это заключалось в том, что произошла подача пара на турбогенератор. Первая в мире АЭС заработала 26 июня в половине шестого вечера. Она функционировала на протяжении 48 лет. Ее роль заключалась в том, чтобы дать толчок к возникновению подобных электростанций по всему миру.

На следующий день электрический ток был дан в город первой в мире АЭС (1954 года) — в подмосковный Обнинск.

Толчок к возникновению других АЭС по всему миру

Она имела сравнительно небольшую мощность, всего в 5 МВт. Одной загрузки реактора хватало для его работы на полной мощности на продолжении 3 месяцев.

И несмотря на это, привлекала внимание людей со всего мира. В город первой в мире АЭС приезжали многочисленные делегации. Их целью было увидеть воочию чудо, созданное советским народом. Для того чтобы получить электричество, не нужно использовать Без угля, нефти или газа в движение приводился турбогенератор. И АЭС обеспечивала электричеством город с населением около 40 тысяч человек. При этом расходовалось только Его количество равнялось 2 тоннам в год.

Это обстоятельство стало толчком к возведению подобных станций почти по всему миру. Их мощность была огромной. И все же начало было здесь — в небольшом Обнинске, где атом стал трудягой, сбросив военную форму.

Когда АЭС закончила работу?

Первая АЭС в России была остановлена в 2002 году 29 апреля. К этому были экономические предпосылки. Ее мощность была недостаточно большой.

В течение ее работы были получены данные, которые подтверждали все теоретические выкладки. Оправдались все технические и инженерные решения.

Это дало возможность уже через 10 лет (1964 г.) запустить Белоярскую АЭС. Причем ее мощность была в 50 раз больше, чем у Обнинской.

Где еще используются ядерные реакторы?

Параллельно с созданием АЭС группа под руководством Курчатова проектировала атомный реактор, который можно было бы установить на ледокол. Эта задача была такой же важной, как и обеспечение электричеством, без расходования газа и угля.

СССР, как, впрочем, и России, было важно на максимально большое время продлить навигацию в морях, которые лежат на севере. Атомные ледоколы могли обеспечить круглогодичную навигацию на этих территориях.

Такие разработки были начаты в 53-м году, и спустя шесть лет в свое первое плавание был отправлен атомный ледокол «Ленин». Он исправно нес службу в условиях Арктики на протяжении 30 лет.

Не менее важным было и создание атомной подводной лодки. И она была спущена на воду в 57-м году. Тогда же эта подлодка осуществила поход подо льдами на Северный полюс и вернулась на базу. Название этой подводной лодки было «Ленинский комсомол».

Влияние АЭС на окружающую среду

Этот вопрос интересовал людей уже тогда, когда была первая АЭС в мире построена в городе Обнинске. Сейчас известно, что влияние на экологию осуществляется в трех направлениях:

Тепловые выбросы;

Газ, который к тому же радиоактивен;

Жидкие вокруг АЭС.

Причем выброс радиации происходит даже при нормальной работе реакторов. Такие постоянные поступления радиоактивных веществ в окружающую среду происходят под контролем персонала АЭС. Они потом распространяются в воздухе и земле, проникая в растения и организмы животных и людей.

Стоит отметить, что не только АЭС является источником отходов радиации. Медицина, наука, промышленность и сельское хозяйство тоже вносят свою долю в общий зачет. Все отходы полагается специальным образом обезвреживать. А потом они подлежат захоронению.

Атомная электростанция или сокращенно АЭС это комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Во второй половине 40-х годов, перед тем, как были закончены работы по созданию первой атомной бомбы которая была испытана 29 августа 1949 года, советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии. Основным направлением проектов была электроэнергетика.

В мае 1950 года в районе поселка Обнинское Калужской области, начато строительство первой в мире АЭС.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США.

Для проверки работоспособности генератор был подключен к четырем лампам накаливания, ни то не ожидал, что лампы зажгутся.

С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первые Атомные электростанции

Строительство первой в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт было закончено в 1954 году и 27 июня 1954 года она была запущена, так начала работать .

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт.

Строительство Белоярской промышленной АЭС началось так же в 1958 году. 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.

В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

В других странах первая АЭС промышленного назначения была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания) ее мощность составляла 46 МВт.

В 1957 году вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:

1. США (788,6 млрд кВт ч/год),
2. Франция(426,8 млрд кВт ч/год),
3. Япония (273,8 млрд кВт ч/год),
4. Германия (158,4 млрд кВт ч/год),
5. Россия (154,7 млрдкВт ч/год).

Классификация АЭС

Атомные электростанции можно классифицировать по нескольким направлениям:

По типу реакторов

• Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятностипоглощения нейтрона ядрами атомов топлива
• Реакторы на лёгкой воде
• Реакторы на тяжёлой воде
• Реакторы на быстрых нейтронах
• Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
• Термоядерные реакторы

По виду отпускаемой энергии

1. Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии
2. Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

На атомных станциях, расположенных на территории России имеются теплофикационные установки, они необходимы для подогрева сетевой воды.

Виды топлива используемого на Атомных электростанциях

На атомных электростанциях возможно использование несколько веществ, благодаря которым можно выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, для этого есть ряд причин.

Во-первых , его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, сокращенно ТВЭлы.

ТВЭлы - это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри

ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки являются хранилищами ядерного топлива.

Во-вторых , использование ториевого топлива предполагает его сложную и дорогую переработку уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо так же не применяют в атомной электроэнергетике, в виду того, что это вещество имеет очень сложный химический состав, система полноценного и безопасного применения еще не разработана.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. На сегодняшний день уран добывается несколькими способами:

• открытым способом в карьерах
• закрытым в шахтах
• подземным выщелачиванием, при помощи бурения шахт.

Подземное выщелачивание, при помощи бурения шахт происходит путем размещения раствора серной кислоты в подземных скважинах, раствор насыщается ураном и выкачивается обратно.

Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде.

Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья.

В России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана. Места добычи урана нерадиоактивны.

В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.

Подготовка урана

В виде руды уран в АЭС не используют, руда не вступает в реакцию. Для использования урана на АЭС сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом.

Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», - он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при температурах больше 1500 градусов по Цельсию.

Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.

В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.

Перед размещением урановых таблеток в реакторе они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов - ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки.

Именно ТВС называются топливом АЭС.

Как происходит переработка топлива АЭС

Спустя год использования урана в ядерных реакторах необходимо производить его замену.

Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение.

В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них делают свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония направляются на изготовление источников ионизирующих излучений, их используют в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в печь для разогрева, из этой массы варится стекло, такое стекло находится в специальных хранилищах.

Из остатков изготавливают стекло не для массового применения, стекло используется для хранения радиоактивных веществ.

Из стекла сложно выделить остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде. Недавно появился новый способ утилизации радиоактивных отходов.

Быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива.

По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.

Помимо этого, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного.

Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого не применялись.

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура.

На выходе из турбин, пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ.

Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор).

Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Устройство ядерного реактора

В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.

Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.

Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.

Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.

При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.

Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.

Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

Основные элементы ядерного реактора

• Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
• Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
• Регулирующие стержни;
• Замедлитель нейтронов;
• Оболочка для защиты от излучения.

Принцип действия ядерного реактора

В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо.

Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.

ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня.

Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.

Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.

В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.

Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.

Это и есть цепная реакция - принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.

Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).

Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.

Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:

• Внутренняя энергия уранового ядра
• Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов
• Внутренняя энергия воды и пара
• Кинетическая энергия воды и пара
• Кинетическая энергия роторов турбины и генератора
• Электрическая энергия

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.

Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.

Атомная станция теплоснабжения

Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.

Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):

• Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.

Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»

Недостатки и преимущества АЭС

Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.

Положительные стороны атомных станций:

• Отсутствие вредных выбросов;
• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (золаугольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
• Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
• Высокая мощность: 1000-1600 МВт на энергоблок;
• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Отрицательные стороны атомных станций:

• Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
• Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700-800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

Научные разработки в сфере атомной энергетики

Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.

Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.

Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.

Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов.

Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.

INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.

Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Что такое КПД

Коэффициент полезного действия (КПД) - характеристика эффективности системы или устройства в отношении преобразования или передачи энергии.

Определяется отношением полезно использованной энергии к суммарному количеству энергии, полученному системой. КПД является безразмерной величиной и часто измеряется в процентах.

КПД атомной электростанции

Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.

Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.

Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.

Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.

Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.

Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.

Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.

КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.

Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).

ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.

Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.

Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.

ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.

Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.

Первая электростанция в мире

Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.

Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.

На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.

Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.

Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.

30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.

На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.

Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.

В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.

Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.

В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.

Электростанция Зимнего дворца

В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.

Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.

Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.

Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.

9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.

Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».

Как выглядела станция

Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.

Первыми осветили часть парадных помещений:

• Аванзал
• Петровский зал
• Большой фельдмаршальский зал
• Гербовый зал
• Георгиевский зал

Было предложено три режима освещения:

• полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
• рабочее – 230 ламп накаливания;
• дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
  Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.

Крупные ТЭС, АЭС и ГЭС России

Крупнейшие электростанции России по федеральным округам:

Центральный:

• Костромская ГРЭС, которая работает на мазуте;
• Рязанская станция, основным топливом для которой является уголь;
• Конаковская, которая может работать на газе и мазуте;

Уральский:

• Сургутская 1 и Сургутская 2. Станции, которые являются одними из самых крупных электростанций РФ. Обе они работают на природном газе;
• Рефтинская, функционирующая на угле и являющаяся одной из крупнейших электростанций на Урале;
• Троицкая, также работающая на угле;
• Ириклинская, главным источником топлива для которой является мазут;

Приволжский:

• Заинская ГРЭС, работающая на мазуте;

Сибирский ФО:

• Назаровская ГРЭС, потребляющая в качестве топлива мазут;

Южный:

• Ставропольская, которая также может работать на совмещенном топливе в виде газа и мазута;

Северо-Западный:

• Киришская на мазуте.

Список электростанций России, которые вырабатывают энергию при помощи воды, расположены на территории Ангаро-Енисейского каскада:

Енисей:

• Саяно-Шушенская
• Красноярская ГЭС;

Ангара:

• Иркутская
• Братская
• Усть-Илимская.

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Белоярская АЭС

Расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции - 1760 МВт.

Курская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции - 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции - 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта ) - 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001-2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

Атомные электростанции США

АЭС Шиппингпорт с номинальной мощностью 60 МВт, открыта в 1958 году в штате Пенсильвания. После 1965 года произошло интенсивное сооружение атомных электростанций по всей территории Штатов.

Основная часть атомных станций Америки была сооружена в дальнейшие после 1965 года 15 лет, до наступления первой серьезной аварии на АЭС на планете.

Если в качестве первой аварии вспоминается авария на Чернобыльской АЭС, то это не так.

Причиной аварии стали нарушения в системе охлаждения реактора и многочисленные ошибки обслуживающего персонала. В итоге расплавилось ядерное топливо. На устранение последствий аварии ушло около одного миллиарда долларов, процесс ликвидации занял 14 лет.

После авария правительство Соединенных Штатов Америки откорректировало условия безопасности функционирования всех АЭС в государстве.

Это соответственно привело к продолжению периода строительства и значительному подорожанию объектов «мирного атома». Такие изменения затормозили развитие общей индустрии в США.

В конце двадцатого века в Соединенных Штатах было104 работающих реактора. На сегодняшний день США занимают первое место на земле по численности ядерных реакторов.

С начала 21 столетия в Америке было остановлено четыре реактора в 2013 году, и начато строительство ещё четырех.

Фактически на сегодняшний момент в США функционирует 100 реакторов на 62 атомных электростанциях, которыми производится 20% от всей энергии в государстве.

Последний сооруженный реактор в США был введен в эксплуатацию в 1996 году на электростанции Уотс-Бар.

Власти США в 2001 году приняли новое руководство по энергетической политике. В нее внесен вектор развития атомной энергетики, посредствам разработки новых видов реакторов, с более подходящим коэффициентом экономности, новых вариантов переработки отслужившего ядерного топлива.

В планах до 2020 года было сооружение нескольких десятков новых атомных реакторов, совокупной мощностью 50 000 МВт. Кроме того, достичь поднятия мощности уже имеющихся АЭС приблизительно на 10 000 МВт.

США - лидер по количеству атомных станций в мире

Благодаря внедрению данной программы, в Америке в 2013 году было начато строительство четырех новых реакторов – два из которых на АЭС Вогтль, а два других на Ви-Си Саммер.

Эти четыре реактора новейшего образца – АР-1000, производства Westinghouse.