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

Атомная электростанция

А́томная электроста́нция (АЭС) - комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Во второй половине 40-х гг., еще до окончания работ по созданию первой атомной бомбы (ее испытание, как известно, состоялось 29 августа 1949 года), советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению И.В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии

В мае 1950 года близ поселка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 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.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются: США (788,6 млрд кВт·ч/год), Франция (426,8 млрд кВт·ч/год), Япония (273,8 млрд кВт·ч/год), Германия (158,4 млрд кВт·ч/год) и Россия (154,7 млрд кВт·ч/год).

На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор, российское ОАО «ТВЭЛ» поставляет топливо для 75 из них.

Крупнейшая АЭС в Европе - Запорожская АЭС у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которои начато в 1980 г. и на середину 2008 г. работают 6 атомных реактора суммарной мощностью 6 ГигаВатт.

Крупнейшая АЭС в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата - в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два продвинутых кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГигаВатт.

Классификация

По типу реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения 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

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии

Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

Однако, на всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.

Принцип действия

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. 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.

Достоинства и недостатки

Достоинства атомных станций:

Отсутствие вредных выбросов;

Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (зола угольных 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.

Недостатки 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.

Безопасность атомных электростанций

Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор.

Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97)

Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г - 1 - 024 - 90)

Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:

Санитарные правила атомных станций. СП АС-99

Основные правила обеспечения радиационной безопасности. ОСПОРБ-02

Перспективы

Несмотря на указанные недостатки, атомная энергия представляется самой перспективной. Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент отличаются невысоким уровнем добываемой энергии и её низкой концентрацией. К тому же данные виды получения энергии несут в себе собственные риски для экологии и туризма («грязное» производство фотоэлектрических элементов, опасность ветряных станций для птиц , изменение динамики волн.

Академик Анатолий Александров: «Ядерная энергетика крупных масштабов явится величайшим благом для человечества и разрешит целый ряд острых проблем».

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.[источник?]

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. С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) 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.

Строительство АЭС

Выбор площадки

Одним из основных требований при оценке возможности строительства АЭС является обеспечение безопасности её эксплуатации для окружающего населения, которая регламентируется нормами радиационной безопасности. Одним из мероприятий защиты окружающей среды - территории и населения от вредных воздействий при эксплуатации АЭС является организация вокруг неё санитарно-защитной зоны При выборе места строительства АЭС должна учитываться возможность создания санитарно-защитной зоны, определяемой кругом, центром которого является вентиляционная труба АЭС. В санитарно-защитной зоне запрещается проживать населению. Особое внимание должно быть обращено на исследование ветровых режимов в районе строительства АЭС с тем, чтобы располагать атомную электростанцию с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам. Исходя, из возможности аварийной протечки активных жидкостей предпочтение отдается площадкам с глубоким стоянием грунтовых вод.

При выборе площадки для строительства атомной электростанции большое значение имеет техническое водоснабжение. Атомная электростанция - крупный водопользователь. Потребление воды АЭС незначительно, а использование воды велико, то есть в основном вода возвращается в источник водоснабжения. К АЭС, так же как и ко всем строящимся промышленным сооружениям, предъявляются требования по сохранению окружающей среды При выборе площадки для строительства атомной электростанции необходимо руководствоваться следующими требованиями:

земли, отводимые для сооружения АЭС, непригодны или малопригодны для сельскохозяйственного производства;

площадка строительства располагается у водоемов и рек, на прибрежных незатапливаемых паводковыми водами территориях;

грунты площадки допускают строительство зданий и сооружений без проведения дополнительных дорогостоящих мероприятий;

уровень грунтовых вод находится ниже глубины заложения подвалов зданий и подземных инженерных коммуникаций и на водопонижение при строительстве АЭС не требуется дополнительных затрат;

площадка имеет относительно ровную поверхность с уклоном, обеспечивающим поверхностный водоотвод, при этом земляные работы сведены к минимуму.

Площадки строительства АЭС, как правило, не допускается располагать:

в зонах активного карста;

в районах тяжелых (массовых) оползней и селевых потоков;

в районах возможного действия снежных лавин;

в районах заболоченных и переувлажненных с постоянным притоком напорных грунтовых вод,

в зонах крупных провалов в результате горных выработок;

в районах, подверженных воздействию катастрофических явлений, как цунами и т. п.

в районах залегания полезных ископаемых;

Для определения возможности строительства АЭС в намеченных районах и сравнения вариантов по геологическим, топографическим и гидрометеорологическим условиям на стадии выбора площадки проводятся конкретные изыскания по каждому рассматриваемому варианту размещения электростанции.

Инженерно-геологические изыскания проводятся в два этапа. На первом этапе собираются материалы по ранее проведенным изысканиям в рассматриваемом районе и определяется степень изученности предполагаемого места строительства. На втором этапе в случае необходимости проводятся специальные инженерно-геологические изыскания с бурением скважин и отбором грунтов, а также рекогносцировочное геологическое обследование площадки. По результатам камеральной обработки собранных данных и дополнительных изысканий должна быть получена инженерно-геологические характеристика района строительства, определяющая:

рельеф и геоморфологию территории;

стратиграфию, мощность и литологический состав коренных и четвертичных отложений, распространенных в районе до глубины 50-100 м;

количество, характер, отметку залегания и условия распространения отдельных водоносных горизонтов в пределах общей глубины;

характер и интенсивность физико-геологических процессов и явлений.

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

Объёмно-планировочные решения зданий

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

удобство для выполнения основного технологического процесса, для которого предназначены (функциональная целесообразность здания);

надежность при воздействии окружающей среды, прочность и долговечность (техническая целесообразность здания);

экономичность, но не в ущерб долговечности (экономическая целесообразность).

эстетичность (архитектурно-художественная целесообразность);

Компоновку АЭС создает коллектив проектировщиков разных специальностей.

Строительные конструкции зданий и сооружений

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

Особенности инженерного оборудования

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

Ядерный топливный цикл. Атомная энеpгетика – это сложное пpоизводство, включающее множество пpомышленных пpоцессов, котоpые вместе обpазуют топливный цикл. Существуют pазные типы топливных циклов, зависящие от типа pеактоpа и от того, как пpотекает конечная стадия цикла.

Обычно топливный цикл состоит из следующих пpоцессов. В pудниках добывается урановая руда. Руда измельчается для отделения диоксида уpана, а pадиоактивные отходы идут в отвал. Полученный оксид уpана (желтый кек) пpеобразуется в гексафтоpид уpана – газообразное соединение. Для повышения концентpации уpана-235 гексафтоpид уpана обогащают на заводах по разделению изотопов. Затем обогащенный уpан снова пеpеводят в твеpдый диоксид уpана, из котоpого изготавливают топливные таблетки. Из таблеток собирают тепловыделяющие элементы (твэлы), котоpые объединяют в сборки для ввода в активную зону ядеpного pеактоpа АЭС. Извлеченное из реактора отработанное топливо имеет высокий уровень радиации и после охлаждения на территории электростанции отправляется в специальное хранилище. Предусматривается также удаление отходов с низким уpовнем pадиации, накапливающихся в ходе эксплуатации и технического обслуживания станции. По истечении срока службы и сам реактор должен быть выведен из эксплуатации (с дезактивацией и удалением в отходы узлов реактора). Каждый этап топливного цикла регламентируется так, чтобы обеспечивались безопасность людей и защита окружающей среды.

В Болгарии электростанции Атомные электростанции Внутри корпуса давление достигает 160 ... составят серьезную конкуренцию ГЭС, силовым и атомным электростанциям , поскольку экологически они более безопасны...

Одной из самых глобальных проблем человечества является энергетика. Гражданская инфраструктура, промышленность, вооруженные силы - все это требует огромного количества электричества, а для его выработки ежегодно выделяется масса полезных ископаемых. Проблема состоит в том, что эти ресурсы не бесконечны, и уже сейчас, пока ситуация более или менее стабильна, нужно задуматься о будущем. Огромные надежды возлагались на альтернативное, чистое электричество, однако, как показывает практика, конечный результат далек от желаемого. Затраты на солнечные или ветряные электростанции огромны, а количество энергии - минимально. И именно поэтому сейчас атомные электростанции считаются самым перспективным вариантом дальнейшего развития.

История АЭС

Первые идеи касательно использования атома для выработки электроэнергии появились в СССР примерно в 40-х годах XX века, почти за 10 лет до создания собственного оружия массового поражения на этой основе. В 1948 году был разработан принцип работы АЭС и тогда же получилось впервые в мире запитать приборы от атомной энергии. В 1950-м США заканчивает строительство небольшого атомного реактора, который можно считать на тот момент единственной электростанцией на планете такого типа. Правда, он был экспериментальным и мощности выдавал всего 800 Вт. В то же время в СССР закладывается фундамент первой в мире полноценной АЭС, хотя после введения в строй она все же не выдавала электричество в промышленных масштабах. Использовался этот реактор больше для оттачивания технологии.

С этого момента началось массовое строительство атомных электростанций по всему миру. Помимо традиционных лидеров в этой «гонке», США и СССР, первые реакторы появлялись в:

• 1956 г. - Великобритания.
• 1959 г. - Франция.
• 1961 г. - Германия.
• 1962 г. - Канада.
• 1964 г. - Швеция.
• 1966 г. - Япония.

Количество возводимых АЭС постоянно увеличивалось, вплоть до Чернобыльской катастрофы, после чего строительство начало замораживаться и постепенно многие страны стали отказываться от атомной энергии. На данный момент новые такие электростанции появляются в основном в России и Китае. Некоторые страны, ранее планировавшие перейти на энергию другого типа, постепенно возвращаются в программу и в ближайшем будущем возможен очередной скачок строительства АЭС. Это обязательный этап развития человечества, по крайней мере до тех пор, пока не будут найдены другие эффективные варианты производства энергии.

Особенности атомной энергетики

Самый главный плюс заключается в выработке огромного количества энергии с минимальными затратами топлива при практически полностью отсутствующих загрязнениях. Принцип работы атомного реактора АЭС основан на простом паровом двигателе и в качестве основного элемента использует воду (не считая самого топлива), потому с точки зрения экологии вред получается минимальным. Потенциальная опасность электростанций такого типа сильно преувеличена. Причины катастрофы в Чернобыле до сих пор достоверно не установлены (об этом ниже) и более того, вся собранная в рамках расследования информация позволила модернизировать уже имеющиеся станции, исключив даже маловероятные варианты выбросов радиации. Экологи иногда говорят, что такие станции являются мощным источником теплового загрязнения, но это тоже не совсем верно. Действительно, горячая вода из второго контура попадает в водоемы, но чаще всего используются их искусственные варианты, созданные специально для этого, а в остальных случаях доля такого повышения температуры не идет ни в какое сравнение с загрязнениями от других источников энергии.

Проблема топлива

Не последнюю роль в популярности АЭС играет топливо - уран-235. Его требуется значительно меньше, чем любых других видов с одновременным огромным выбросом энергии. Принцип работы реактора АЭС подразумевает использование этого топлива в виде специальных «таблеток», уложенных в стержни. Фактически, единственная сложность в данном случае заключается в создании именно такой формы. Тем не менее в последнее время начинает появляться информация, что текущих мировых запасов тоже не хватит надолго. Но и это уже предусмотрено. Самые новые трехконтурные реакторы работают на уране-238, которого очень много, и проблема дефицита топлива исчезнет надолго.

Принцип работы двухконтурной АЭС

Как уже было сказано выше, в основе лежит обычный паровой двигатель. Если кратко, принцип работы АЭС заключается в нагреве воды из первого контура, которая в свою очередь нагревает воду второго контура до состояния пара. Он проступает в турбину, вращая лопасти, в результате чего генератор вырабатывает электричество. «Отработанный» пар попадает в конденсатор и вновь превращается в воду. Таким образом получается практически замкнутый цикл. В теории все это могло работать еще проще, при помощи только одного контура, однако это уже действительно небезопасно, так как вода в нем в теории может подвергаться заражению, что исключено при использовании стандартной для большинства АЭС системы с двумя изолированными друг от друга циклами воды.

Принцип работы трехконтурной АЭС

Это уже более современные электростанции, которые работают на уране-238. Его запасы составляют более 99 % всех радиоактивных элементов в мире (отсюда и следуют огромные перспективы использования). Принцип работы и устройство АЭС такого типа заключается уже в наличии целых трех контуров и активном применении жидкого натрия. В целом, все остается примерно таким же, но с небольшими дополнениями. В первом контуре, нагреваясь непосредственно от реактора, циркулирует этот жидкий натрий при высокой температуре. Второй круг нагревается от первого и также использует ту же самую жидкость, но не настолько разогретую. И только потом, уже в третьем контуре, используется вода, которая нагревается от второго до состояния пара и вращает турбину. Система получается более сложной технологически, но построить такую АЭС нужно только один раз, а потом останется только наслаждаться плодами труда.

Чернобыль

Принцип работы АЭС «Чернобыль», как считается, стал главной причиной катастрофы. Официально существуют две версии случившегося. По одной проблема возникла из-за неправильных действий операторов реактора. По второй - из-за неудачной конструкции электростанции. Однако принцип работы Чернобыльской АЭС использовался и в других станциях такого типа, которые исправно функционируют и по сей день. Есть мнение, что произошла цепь случайностей, повторить которую практически невозможно. Это и небольшое землетрясение в том районе, проведение эксперимента с реактором, мелкие проблемы самой конструкции и так далее. Все вместе это стало причиной взрыва. Тем не менее до сих пор неизвестна причина, вызвавшая резкое возрастание мощности работы реактора тогда, когда он этого не должен был делать. Было даже мнение о возможной диверсии, но доказать что-либо не удалось и по сей день.

Фукусима

Это еще один пример глобальной катастрофы с участием атомной электростанции. И в данном случае также причиной стала цепь случайностей. Станция была надежно защищена от землетрясений и цунами, которые не редкость на Японском побережье. Мало кто мог предположить, что оба эти события произойдут одновременно. Принцип работы генератора АЭС «Фукусима» предполагал использование внешних источников энергии для поддержания в работоспособности всего комплекса безопасности. Это разумная мера, так как получить энергию от самой станции в процессе аварии было бы затруднительно. Из-за землетрясения и цунами все эти источники вышли из строя, из-за чего реакторы расплавились и произошла катастрофа. Сейчас проводятся меры по устранению ущерба. По оценкам специалистов, на это уйдет еще около 40 лет.

Несмотря на всю свою эффективность, атомная энергия все еще остается достаточно дорогой, ведь принципы работы парогенератора АЭС и остальных ее компонентов подразумевает огромные затраты на строительство, которые нужно окупить. Сейчас электричество от угля и нефти пока еще обходится дешевле, но эти ресурсы уже в ближайшие десятилетия закончатся, и в течение следующих нескольких лет атомная энергия будет обходиться дешевле, чем что-либо. На данный момент экологически чистое электричество из альтернативных источников энергии (ветряные и солнечные электростанции) обходится примерно в 20 раз дороже.

Считается, что принцип работы АЭС не дает строить такие станции быстро. Это неправда. На возведение среднестатистического объекта подобного типа уходит примерно 5 лет.

Станции отлично защищены не только от потенциальных выбросов радиации, но и от большинства внешних факторов. К примеру, если бы террористы вместо башен-близнецов выбрали любую АЭС, то они смогли бы нанести только минимальный вред окружающей инфраструктуре, что никак не повлияет на работу реактора.

Итоги

Принцип работы АЭС практически не отличается от принципов работы большинства других традиционных электростанций. Везде используется энергия пара. В гидроэлектростанциях применяется напор текущей воды, и даже в тех моделях, которые работают от энергии солнца, также используется жидкость, нагреваемая до состояния кипения и вращающая турбины. Единственное исключение из этого правила - ветряные станции, в которых лопасти крутятся за счет движения воздушных масс.

Атомные электростанции

Подготовила ученица 11А класса

МБОУ СОШ №70

Андреева Анна 2014г.

Введение

История создания

Устройство и «знаменитости»

1 Принцип работы

2 Классификация

3 Известные атомные электростанции

1 Достоинства

2 Недостатки

3 Есть ли будущее у АЭС?

Список литературы

Введение

Об энергии и топливе

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

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Например, Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

1. История создания

Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению И.В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.

В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы.

2. Устройство и «знаменитости»

1 Принцип работы

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура (теплоноситель - жидкое или газообразное вещество, проходящее через объем активной зоны). Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. 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.

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

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

Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая - в механическую, механическая - в электрическую.

2 Классификация

В одноконтурной схеме (Рис. 2 а) пар вырабатывается непосредственно в реакторе и поступает в паровую турбину, вал которой соединен с валом генератора. Отработавший пар в турбине конденсируется в конденсаторе, и питательным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом. Преимуществом одноконтурных АЭС является их простота и меньшая стоимость оборудования по сравнению с АЭС, выполненными по другим схемам, а недостатком - радиоактивность теплоносителя, что выдвигает дополнительные требования при проектировании и эксплуатации паротурбинных установок АЭС.

Рис. 2 а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - паровая турбина; 3 - электрический генератор; 4 - конденсатор; 5 - питательный насос; 6 - циркуляционный насос; 7 - компенсатор объема; 8 - парогенератор; 9 - промежуточный теплообменник

В двухконтурной тепловой схеме АЭС (Рис. 2 б) контуры теплоносителя и рабочего тела разделены. Контур теплоносителя, прокачиваемого через реактор и парогенератор циркуляционным насосом, называют первым или реакторным, а контур рабочего тела - вторым. Оба контура замкнутые, и обмен теплотой между теплоносителем и рабочим телом осуществляется в парогенераторе. Турбина, входящая в состав второго контура, работает в условиях отсутствия радиационной активности, что упрощает ее эксплуатацию. В реакторах на быстрых нейтронах исключается использование материалов, хорошо замедляющих нейтроны, поэтому в качестве теплоносителя применяется не вода, а расплавленный натрий, который в очень малой степени замедляет нейтроны и, обладая хорошими теплофизическими свойствами, обеспечивает эффективную передачу теплоты. К недостаткам натрия как теплоносителя его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром и большая наведенная активность при облучении нейтронами в реакторе. Поэтому, чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.

В трехконтурных схемах АЭС (Рис. 2в) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором он отдает теплоту нерадиоактивному теплоносителю, прокачиваемому по промежуточному контуру теплообменник - парогенератор. Контур рабочего тела аналогичен двухконтурной схеме АЭС. Второй контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат на 15 - 20 %, однако повышает надежность и безопасность работы станции.

3 Известные атомные электростанции

Балаковская АЭС - атомная электростанция, расположенная в 8 км от города Балаково Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Является крупнейшей АЭС в России по выработке электроэнергии - более 30 млрд кВт·ч ежегодно, что обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и составляет пятую часть выработки всех АЭС России. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР.

Обнинская АЭС - атомная электростанция, расположенная в городе Обнинске Калужской области. Является первой в мире промышленной атомной станцией, подключенной в единую энергетическую сеть. В настоящее время Обнинская АЭС выведена из эксплуатации. Её реактор был заглушен 29 апреля 2002 года, успешно проработав почти 48 лет. Остановка реактора была вызвана научно-технической нецелесообразностью его дальнейшей эксплуатации. Обнинская АЭС является первой остановленной атомной электростанцией в России.

Атомная станция Касивадзаки-Карива, по совместительству самая большая АЭС мира, расположена в префектуре Ниигата Японии, возле города Касивадзаки. Год начала постройки Касивадзаки-Карива - 1977, была введена в эксплуатацию в 1985 году. АЭС Касивадзаки Карива - включает в себя на текущий момент семь реакторов. Общая мощность самой большой АЭС мира и Японии Касивадзаки-Карива составляет 8 212 МВт. Эта мощность, к примеру, выше почти в два раза, чем вся суммарная мощность АЭС Индии, находящейся на шестом месте в мире по числу реакторов.

3. Итоги

1 Достоинства

Главное преимущество атомных электростанций - практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма его использования. Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют.

ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще. Кроме того, больший удельный выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция.

Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.).

Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

3.2 Недостатки

Однако, несмотря на относительную экологическую чистоту, любая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по трем направлениям:

· газообразные (в том числе радиоактивные) выбросы в атмосферу;

· выбросы большого количества тепла;

Наибольшую опасность представляет возможность аварии на АЭС, которая имеет тяжелейшие последствия. Вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности.

Чтобы защитить людей и атмосферу от радиоактивных выбросов, на атомных электростанциях принимают специальные меры:

· улучшение надежности оборудования АЭС,

· дублирование уязвимых систем,

· высокие требования к квалификации персонала,

· защита и охрана от внешних воздействий.

· окружение АЭС санитарно-защитной зоной

3 Есть ли будущее у АЭС?

Академик Анатолий Александров считал, что «ядерная энергетика крупных масштабов явится величайшим благом для человечества и разрешит целый ряд острых проблем».

Альтернативные способы получения энергии за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент уступают по производительности традиционной энергетике. Эти виды получения энергии негативно влияют на туризм, некоторые приливные электростанции вызывают нарекания у виндсёрферов. Кроме того, при групповом использовании ветрового поля ветряки создают низкочастотную вибрацию, от которой могут страдать животные.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей 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. С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы (например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

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 не радиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, США, Японии и Евросоюза на юге Франции в Кадараше ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

атомный электростанция реактор

Список литературы

1. В.А. Иванов «Эксплуатация АЭС», учебник, 1994 год;

Т.X. Маргулова «Атомные электрические станции», учеб., 5- изд., 1994г.

Атомная электростанция (АЭС)

электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция) (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (См. Ядерное горючее) (в основном 233 U, 235 U. 239 Pu). 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 (рис. 1 ) 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).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт ). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт ) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором (См. Водо-водяной реактор) «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт ).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2 . Тепло, выделяющееся в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 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.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) 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. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. 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 (См. Тепловыделяющий элемент) (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 (рис. 3 ). 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 (См. Биологическая защита), Теплообменник и, Насос ы 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 (См. Корпусной реактор) ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах (См. Канальный реактор) ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

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.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

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.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

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%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт ) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт ) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235 U, но и сырьевые материалы 238 U и 232 Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.-Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

С. П. Кузнецов.

Большая советская энциклопедия. - М.: Советская энциклопедия . 1969-1978 .

Смотреть что такое "Атомная электростанция" в других словарях:

Электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Синонимы: АЭС См. также: Атомные электростанции Электростанции Ядерные реакторы Финансовый словарь… … Финансовый словарь

- (АЭС) электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водного пара, вращающего турбогенератор. 1 я в мире АЭС мощнностью 5 МВт была… … Большой Энциклопедический словарь