Принцип работы атомной электростанции и электростанций, сжигающих обычное топливо (уголь, газ, мазут, торф)одинаков: за счет выделяющегося тепла вода преобразуется в пар, который под давлением подается на турбину и вращает ее. Турбина, в свою очередь, передает вращение на генератор электрического тока, который преобразует механическую энергию вращения в электрическую энергию, то есть генерирует ток. В случае тепловых электростанций преобразование воды в пар происходит за счет энергии сгорания угля, газа и т. п., в случае АЭС - за счет энергии деления ядра урана-235.
Для преобразования энергии деления ядра в энергию водяного пара используются установки различных типов, которые получили название ядерных энергетических реакторов (установок). Уран обычно используется в виде диоксида - U0 2 .
Оксид урана в составе специальных конструкций помещают в замедлитель - вещество, при взаимодействии с которым нейтроны быстро теряют энергию (замедляются). Для этих целей используется вода или графит - соответственно этому реакторы называют водными или графитовыми.
Для переноса энергии (другим словом - тепла) от активной зоны к турбине используют теплоноситель - воду, жидкий металл (например, натрий) или газ (например, воздух или гелий). Теплоноситель омывает снаружи разогретые герметичные конструкции, внутри которых происходит реакция деления. В результате этого теплоноситель нагревается и, перемещаясь по специальным трубам, переносит энергию (в виде собственного тепла). Нагретый теплоноситель используется для создания пара, который под высоким давлением подается на турбину.
Рис.Ж.1. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор, 2 – циркуляционный насос, 3 – теплообменник, 4 – турбина, 5 – генератор электрического тока
В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.
В российской (в советской) атомной энергетике получили распространение два типа реакторов: так называемые Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) и Водо-Водяной Энергетический Реактор (ВВЭР). На примере РБКМ рассмотрим принцип работы АЭС чуть более подробно.
РБМК
РБМК является источником электроэнергии мощностью 1000 МВт, что отражает запись РБМК-1000. Реактор размещается в железобетонной шахте на специальной опорной конструкции. Вокруг него, сверху и снизу расположена биологическая защита (защита от ионизирующего излучения). Активную зону реактора заполняет графитовая кладка (то есть определенным образом сложенные блоки графита размером 25x25x50 см) цилиндрической формы. По всей высоте сделаны вертикальные отверстия (рис. Ж.2.). В них помещают металлические трубы, называемые каналами (отсюда название «канальный»). В каналы устанавливают либо конструкции с топливом (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент), либо стержни для управления реактором. Первые называются топливными каналами, вторые - каналами управления и защиты. Каждый канал является самостоятельной герметичной конструкцией.Управление реактором осуществляется погружением в канал стержней, поглощающих нейтроны (для этой цели используются такие материалы, как кадмий, бор, европий). Чем глубже такой стержень входит в активную зону, тем больше нейтронов поглощается, следовательно, число делящихся ядер уменьшается, энерговыделение падает. Совокупность соответствующих механизмов называется системой управления и защиты (СУЗ).
Рис.Ж.2. Схема РБМК.
К каждому топливному каналу снизу подводится вода, которая подается в реактор специальным мощным насосом, - он называется главный циркуляционный насос (ГЦН). Омывая ТВС, вода вскипает, и на выходе из канала образуется пароводяная смесь. Она поступает в барабан-сепаратор (БС) - аппарат, позволяющий отделить (сепарировать) сухой пар от воды. Отделенная вода направляется главным циркуляционным насосом обратно в реактор, замыкая тем самым контур «реактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реактор». Он называется контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.
Количество оксида урана, необходимого для работы РБМК, составляет около 200 тонн (при их использовании выделяется такая же энергия, как при сжигании порядка 5 миллионов тонн угля). Топливо «работает» в реакторе 3-5 лет.
Теплоноситель находится в замкнутом контуре, изолированном от внешней среды, исключая сколь-либо значимое радиационное загрязнение. Это подтверждается исследованиями радиационной обстановки вокруг АЭС как самими службами станций, так и контролирующими органами, экологами, международными организациями
Охлаждающая вода поступает из водоема около станции. При этом забираемая вода имеет естественную температуру, а поступающая обратно в водоем - примерно на 10°С выше. Существуют строгие нормативы по температуре нагрева, которые дополнительно ужесточаются с учетом местных экосистем, но так называемое «тепловое загрязнение» водоема является, вероятно, самым значимым экологическим ущербом от атомных электростанций. Этот недостаток не является принципиальным и непреодолимым. Чтобы избежать его, наряду с водоемами-охладителями (или вместо них) используются градирни. Они представляют собой огромные сооружения в виде конических труб большого диаметра. Охлаждающая вода, после нагрева в конденсаторе, подается в многочисленные трубки, расположенные внутри градирни. Эти трубки имеют небольшие отверстия, через которые вода вытекает, образуя внутри градирни «гигантский душ». Падающая вода охлаждается за счет атмосферного воздуха и собирается под градирней в бассейне, откуда забирается для охлаждения конденсатора. Над градирней в результате испарения воды образуется белое облако.
Радиоактивные выбросы АЭС на 1-2 порядка ниже предельно допустимых (то есть приемлемо безопасных) значений, а концентрация радионуклидов в районах расположения АЭС в миллионы раз меньше ПДК и в десятки тысяч раз меньше природного уровня радиоактивности.
Радионуклиды, поступающие в ОС при работе АЭС, представляют собой в основном продукты деления. Основную часть из них составляют инертные радиоактивные газы (ИРГ), которые имеют малые периоды полураспада и потому не оказывают ощутимого воздействия на окружающую среду (они распадаются раньше, чем успевают воздействовать). Кроме продуктов деления некоторую часть выбросов составляют продукты активации (радионуклиды, образовавшиеся из стабильных атомов под действием нейтронов). Значимыми с точки зрения радиационного воздействия являются долгоживущие радионуклиды (ДЖН, основные дозообразующие радионуклиды - цезий-137, стронций-90, хром-51, марганец-54, кобальт-60) и радиоизотопы йода (в основном йод-131). При этом их доля в выбросах АЭС крайне незначительна и составляет тысячные доли процента.
По итогам 1999 года выбросы радионуклидов на АЭС по инертным радиоактивным газам не превышали 2,8% допустимых значений для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН. По долгоживущим радионуклидам выбросы не превышали 1,5% допустимых выбросов для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН, по йоду-131, соответственно, 1,6% и 0,4%.
Важным аргументом в пользу ядерной энергетики является компактность топлива. Округленные оценки таковы: из 1 кг дров можно произвести 1 кВт-ч электроэнергии, из 1 кг угля - 3 кВт-ч, из 1 кг нефти - 4 кВт-ч, из 1 кг ядерного топлива (низкообогащенного урана) -300 000 кВт-ч.
Атомный энергоблок мощностью 1 ГВт потребляет примерно 30 тонн низкообогащенного урана в год (то есть примерно один вагон в год). Для обеспечения года работы такой же по мощности угольной электростанции необходимо около 3 миллионов тонн угля (то есть около пяти железнодорожных составов в день ).
Выбросы долгоживущих радионуклидов угольной или мазутной электростанций в среднем в 20-50 (а по некоторым оценкам в 100) раз выше, чем АЭС такой же мощности.
Уголь идругие ископаемые виды топлива содержат калий-40, уран-238, торий-232, удельная активность каждого из которых составляет от нескольких единиц до нескольких сотен Бк/кг (и, соответственно, такие члены их радиоактивных рядов, как радий-226, радий-228, свинец-210, полоний-210, радон-222 и другие радионуклиды). Изолированные от биосферы в толще земной породы, при сжигании угля, нефти и газа они освобождаются и выбрасываются в атмосферу. Причем это в основном наиболее опасные с точки зрения внутреннего облучения альфа-активные нуклиды. И хоть природная радиоактивность угля, как правило, относительно невысока, количество сжигаемого топлива на единицу произведенной энергии колоссально.
В результате дозы облучения населения, проживающего вблизи угольной электростанции (при степени очистки дымовых выбросов на уровне 98-99%) больше , чем дозы облучения населения вблизи АЭС в 3-5 раз .
Кроме выбросов в атмосферу необходимо учитывать, что в местах концентрирования отходов угольных станций наблюдается значительное повышение радиационного фона, которое может приводить к дозам, превышающим, предельно допустимые. Часть естественной активности угля концентрируется в золе, которая на электростанциях накапливается в огромных количествах. При этом в пробах золы Канско-Ачинского месторождения отмечаются уровни более 400 Бк/кг. Радиоактивность летучей золы донбасского каменного угля превышает 1000 Бк/кг. И эти отходы никак не изолированы от окружающей среды. Производство ГВт-года электроэнергии за счет сжигания угля приводит к попаданию в окружающую среду сотен ГБк активности (в основном альфа).
Такие понятия, как «радиационное качество нефти и газа», стали привлекать серьезное внимание сравнительно недавно, тогда как содержание природных радионуклидов в них (радия, тория и других) могут достигать значительных величин. Например, объемная активность радона-222 в природном газе в среднем от 300 до 20 000 Бк/м 3 при максимальных значениях до 30 000-50 000. И таких кубометров Россия добывает в год почти 600 миллиардов.
Следует все же отметить, что радиоактивные выбросы как АЭС, так и ТЭС, не приводят к заметным последствиям для здоровья населения. Даже для угольных станций - это третьестепенный экологический фактор, который по значимости существенно ниже других: химических и аэрозольных выбросов, отходов и проч.
ПРИЛОЖЕНИЕ З
Предложение о создании реактора АМ будущей АЭС впервые прозвучало 29 ноября 1949 г. на совещании научного руководителя атомного проекта И.В. Курчатова, директора Института физпроблем А.П. Александрова, директора НИИХимаша Н.А. Доллежаля и учёного секретаря НТС отрасли Б.С. Позднякова. Совещание рекомендовало включить в план НИР ПГУ на 1950 г. «проект реактора на обогащённом уране с небольшими габаритами только для энергетических целей общей мощностью по тепловыделению в 300 единиц, эффективной мощностью около 50 единиц» с графитом и водяным теплоносителем. Тогда же были даны поручения о срочном проведении физических расчётов и экспериментальных исследований по этому реактору.
Позднее И.В. Курчатов и А.П. Завенягин объясняли выбор реактора АМ для первоочередного строительства тем, «что в нём может быть более, чем в других агрегатах, использован опыт обычной котельной практики: общая относительная простота агрегата облегчает и удешевляет строительство».
В этот период на разных уровнях обсуждаются варианты использования энергетических реакторов.
Было признано целесообразным начать с создания реактора для корабельной энергетической установки. В обосновании проекта этого реактора и для «принципиального подтверждения... практической возможности преобразования тепла ядерных реакций атомных установок в механическую и электрическую энергии» было решено построить в Обнинске, на территории Лаборатории «В» , атомную электростанцию с тремя реакторными установками, в том числе и установкой АМ, ставшей реактором Первой АЭС).
Постановлением СМ СССР от 16 мая 1950 г. НИОКР по АМ поручались ЛИПАН (институт И.В. Курчатова), НИИХиммаш, ГСПИ-11, ВТИ). В 1950 - начале 1951 гг. эти организации провели предварительные расчёты (П.Э. Немировский, С.М. Фейнберг, Ю.Н. Занков), предварительные проектные проработки и др., затем все работы по этому реактору были, по решению И.В. Курчатова, переданы в Лабораторию «В» . Научным руководителем назначен , главным конструктором - Н.А. Доллежаль.
Проектом были предусмотрены следующие параметры реактора: тепловая мощность 30 тыс. кВт, электрическая мощность - 5 тыс. кВт, тип реактора - реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и охлаждением натуральной водой.
К этому времени в стране уже был опыт создания реакторов такого типа (промышленные реакторы для наработки бомбового материала), но они существенно отличались от энергетических, к которым относится реактор АМ. Сложности были связаны с необходимостью получения в реакторе АМ высоких температур теплоносителя, из чего следовало, что придётся вести поиск новых материалов и сплавов, выдерживающих эти температуры, устойчивых к коррозии, не поглощающих нейтроны в больших количествах и др. Для инициаторов строительства АЭС с реактором АМ эти проблемы были очевидны изначально, вопрос был в том, как скоро и насколько удачно их удастся преодолеть.
К моменту передачи работы по АМ в Лабораторию «В» проект определился только в общих чертах. Оставалось много физических, технических и технологических проблем, которые предстояло решить, и их число возрастало по мере работы над реактором.
Прежде всего, это касалось физических расчётов реактора, которые приходилось вести, не имея многих необходимых для этого данных. В Лаборатории «В» некоторыми вопросами теории реакторов на тепловых нейтронах занимался Д.Ф. Зарецкий, а основные расчёты проводились группой М.Е. Минашина в отделе А.К. Красина . М.Е. Минашина особенно беспокоило отсутствие точных значений многих констант. Организовать их измерение на месте было сложно. По его инициативе часть из них постепенно пополнялась в основном за счёт измерений, проведённых ЛИПАН и немногих в Лаборатории «В» , но в целом нельзя было гарантировать высокую точность рассчитываемых параметров. Поэтому в конце февраля - начале марта 1954 г. был собран стенд АМФ - критсборка реактора АМ, которая подтвердила удовлетворительное качество расчётов. И хотя на сборке нельзя было воспроизвести все условия реального реактора, результаты поддержали надежду на успех, хотя сомнений оставалось много.
На этом стенде 3 марта 1954 г. была впервые в Обнинске осуществлена цепная реакция деления урана.
Но, учитывая, что экспериментальные данные постоянно уточнялись, совершенствовалась методика расчётов, вплоть до запуска реактора продолжалось изучение величины загрузки реактора топливом, поведение реактора в нестандартных режимах, вычислялись параметры поглощающих стержней и др.
С другой важнейшей задачей - созданием тепловыделяющего элемента (твэла) - блестяще справились В.А. Малых и коллектив технологического отдела Лаборатории «В» . Разработкой твэла занималось несколько смежных организаций, но только вариант, предложенный В.А. Малых , показал высокую работоспособность. Поиск конструкции был завершён в конце 1952 г. разработкой нового типа твэла (с дисперсионной композицией уран-молибденовой крупки в магниевой матрице).
Этот тип твэла позволял проводить их отбраковку на предреакторных испытаниях (в Лаборатории «В» для этого были созданы специальные стенды), что очень важно для обеспечения надёжной работы реактора. Устойчивость нового твэла в нейтронном потоке изучалась в ЛИПАН на реакторе МР. В НИИХиммаше были разработаны рабочие каналы реактора.
Так впервые в нашей стране была решена, пожалуй, самая главная и самая сложная проблема зарождающейся атомной энергетики – создание тепловыделяющего элемента.
В 1951 г., одновременно с началом в Лаборатории «В» исследовательских работ по реактору АМ, на её территории началось строительство здания атомной станции.
Начальником строительства был назначен П.И. Захаров, главным инженером объекта - .
Как вспоминал Д.И. Блохинцев, «здание АЭС в важнейших своих частях имело толстые стены из железобетонного монолита, чтобы обеспечить биологическую защиту от ядерного излучения. В стены закладывались трубопроводы, каналы для кабеля, для вентиляции и т.п. Ясно, что переделки были невозможны, и поэтому при проектировании здания, по возможности, предусматривались запасы с расчётом на предполагаемые изменения. На разработку новых видов оборудования и на выполнение научно-исследовательских работ давались научно-технические задания для «сторонних организаций» – институтов, конструкторских бюро и предприятий. Часто эти сами задания не могли быть полными и уточнялись и дополнялись по мере проектирования. Основные инженерно-конструкторские решения... разрабатывались конструкторским коллективом во главе с Н.А. Доллежалем и его ближайшим помощником П.И. Алещенковым...»
Стиль работы по строительству первой АЭС характеризовался быстрым принятием решений, скоростью разработок, определённой выработанной глубиной первичных проработок и способами доработки принимаемых технических решений, широким охватом вариантных и страхующих направлений. Первая АЭС была создана за три года.
В начале 1954 г. началась проверка и опробование различных систем станции.
9 мая 1954 года в Лаборатории "В" началась загрузка активной зоны реактора АЭС топливными каналами. При внесении 61-го топливного канала было достигнуто критическое состояние, в 19 ч. 40 мин. В реакторе началась цепная самоподдерживающаяся реакция деления ядер урана. Состоялся физический пуск атомной электростанции.
Вспоминая о пуске, писал: «Постепенно мощность реактора увеличивалась, и наконец где-то около здания ТЭЦ, куда подавался пар от реактора, мы увидели струю, со звонким шипением вырывавшуюся из клапана. Белое облачко обыкновенного пара, и к тому же еще недостаточно горячего, чтобы вращать турбину, показалось нам чудом: ведь это первый пар, полученный на атомной энергии. Его появление послужило поводом для объятий, поздравлений «с легким паром» и даже для слез радости. Наше ликование разделял и И.В. Курчатов, принимавший участие в работе в те дни. После получения пара с давлением 12 атм. и при температуре 260 °C стало возможным изучение всех узлов АЭС в условиях, близких к проектным, а 26 июня 1954 г., в вечернюю смену, в 17 час. 45 мин., была открыта задвижка подачи пара на турбогенератор, и он начал вырабатывать электроэнергию от атомного котла. Первая в мире атомная электростанция встала под промышленную нагрузку».
«В Советском Союзе усилиями ученых и инженеров успешно завершены работы по проектированию и строительству первой промышленной электростанции на атомной энергии полезной мощностью 5000 киловатт. 27 июня атомная станция была пущена в эксплуатацию и дала электрический ток для промышленности и сельского хозяйства прилежащих районов.»
Ещё до пуска была подготовлена первая программа экспериментальных работ на реакторе АМ, и вплоть до закрытия станции он был одной из основных реакторных баз, на которых проводились нейтронно-физические исследования, исследования по физике твёрдого тела, испытания твэлов, ЭГК, наработка изотопной продукции и др. На АЭС прошли подготовку экипажи первых атомных подводных лодок, атомного ледокола «Ленин», персонал советских и зарубежных АЭС.
Пуск АЭС для молодого коллектива института стал первой проверкой на готовность к решению новых и более сложных задач. В начальные месяцы работы доводили отдельные агрегаты и системы, подробно изучали физические характеристики реактора, тепловой режим оборудования и всей станции, дорабатывали и исправляли различные устройства. В октябре 1954 г. станция была выведена на проектную мощность.
«Лондон, 1 июля (ТАСС). Сообщение о пуске в СССР первой промышленной электростанции на атомной энергии широко отмечается английской печатью, Московский корреспондент «Дейли уоркер» пишет, что это историческое событие «имеет неизмеримо большее значение, чем сброс первой атомной бомбы на Хиросиму.
Париж, 1 июля (ТАСС). Лондонский корреспондент агентства Франс Пресс передает, что сообщение о пуске в СССР первой в мире промышленной электростанции, работающей на атомной энергии, встречено в лондонских кругах специалистов-атомников с большим интересом. Англия, продолжает корреспондент, строит атомную электростанцию в Колдерхолле. Полагают, что она сможет вступить в строй не ранее чем через 2,5 года...
Шанхай, 1 июля (ТАСС). Откликаясь на пуски в эксплуатацию советской электростанции на атомной энергии, токийское радио передает: США и Англия также планируют строительство атомных электростанций, но завершение их строительства они намечают на 1956-1957 годы. То обстоятельство, то Советский Союз опередил Англию и Америку в деле использования атомной энергии в мирных целях, говорит о том, что советские ученые добились больших успехов в области атомной энергии. Один из выдающихся японских специалистов в области ядерной физики - профессор Иосио Фудзиока, комментируя сообщение о пуске в СССР электростанции на атомной энергии, заявил, что это является началом «новой эры».
10,7% всемирной генерации электричества ежегодно вырабатывают атомные электростанции. Наряду с ТЭС и ГЭС они трудятся над обеспечением человечества светом и теплом, позволяют пользоваться электроприборами и делают наши жизнь удобнее и проще. Так уж вышло, что сегодня слова «атомная станция» ассоциируются с мировыми катастрофами и взрывами. Простые обыватели не имеют ни малейшего понятия о работе АЭС и ее строении, но даже самые непросвещенные наслышаны и напуганы происшествиями в Чернобыле и Фукусиме.
Что такое АЭС? Как они работают? Насколько опасны атомные станции? Не верьте слухам и мифам, давайте разбираться!
16 июля 1945 года на военном полигоне в США впервые извлекли энергию из ядра урана. Мощнейший взрыв атомной бомбы, принесший огромное количество человеческих жертв, стал прототипом современного и абсолютно мирного источника электроэнергии.
Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США. Для проверки работоспособности генератор подключили к 4м лампам накаливания, неожиданно для всех лампы зажглись. С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.
Первая в мире атомная станция была запущена в Обнинске в СССР в 1954 году. Ее мощность составляла всего 5 мегаватт.
Что такое АЭС? АЭС это ядерная установка, которая производит энергию с помощью ядерного реактора. Ядерный реактор работает на ядерном топливе, чаще всего уране.
В основе принципа работы ядерной установки лежит реакция деления нейтронов урана , которые сталкиваясь друг с другом, делятся на новые нейтроны, которые, в свою очередь, тоже сталкиваются и тоже делятся. Такая реакция называется цепной, она и лежит в основе ядерной электроэнергетики. При всем этом процессе выделяется тепло, которое нагревает воду до ужасно горячего состояния (320 градусов по Цельсию). Потом вода превращается в пар, пар вращает турбину, она приводит в действие электрогенератор, который и вырабатывает электроэнергию.
Строительство АЭС сегодня ведется большими темпами. Основная причина роста количества АЭС в мире – это ограниченность запасов органического топлива, попросту говоря, запасы газа и нефти иссякают, они необходимы для промышленных и коммунальных нужд, а урана и плутония, выступающих топливом для атомных станций, нужно мало, его запасов пока вполне хватает.
Что такое АЭС? Это не только электричество и тепло. Наряду с выработкой электроэнергии, ядерные электростанции используются и для опреснения воды. К примеру, такая атомная станция есть в Казахстане.
На практике в атомных станциях могут применяться несколько веществ, способных выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.
Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, т.к. его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, если коротко ТВЭлы.
ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки можно назвать хранилищами ядерного топлива. Вторая причина редкого использования тория – это его сложная и дорогая переработка уже после использования на АЭС.
Плутониевое топливо тоже не используется в атомной электроэнергетике, т.к. это вещество имеет очень сложный химический состав, который до сих пор так и не научились правильно использовать.
Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. Уран сегодня добывается тремя способами: открытым способом в карьерах, закрытым в шахтах, и способом подземного выщелачивания, с помощью бурения шахт. Последний способ особенно интересен. Для добычи урана выщелачиванием в подземные скважины заливается раствор серной кислоты, он 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. Для сравнения, 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.
В виде руды уран в АЭС использовать нельзя, никаких реакций он дать не сможет. Сначала урановое 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 чудовищно высоких 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.
Конечно, просто так урановые таблетки в реактор не закидываются. Они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов — ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки. Именно ТВС и могут по праву называться топливом АЭС.
Примерно через год использования уран в ядерных реакторах нужно менять. 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 сделают свежее ядерное топливо.
Продукты распада урана и плутония идут на изготовление источников ионизирующих излучений. Они используются в медицине и промышленности.
Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в раскаленную печь и из остатков варится стекло, которое потом остается храниться в специальных хранилищах. Почему именно стекло? Из него будет очень сложно достать остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде.
Новости АЭС — не так давно появившийся новый способ утилизации радиоактивных отходов. Созданы так называемые 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.
Кроме того, 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 никто использовал.
Что такое атомная электростанция? Что представляет собой это нагромождение серых зданий, которые большинство из нас видело только по телевизору? Насколько прочны и безопасны эти конструкции? Каково строение АЭС? В сердце любой атомной станции находится здание реактора, рядом с ним помещается машинный зал и здание безопасности.
Строительство АЭС ведется согласно нормативным актам, регламентам и требованиям безопасности для объектов, работающих с радиоактивными веществами. Ядерная станция – полноправный стратегический объект государства. Поэтому толщина укладки стен и железобетонных арматурных сооружений в здании реактора в несколько раз больше, чем у стандартных сооружений. Таким образом, помещения атомных станций могут выдержать 8-бальное землетрясение, торнадо, цунами, смерчи и падение самолета.
Здание реактора венчается куполом, который защищен внутренней и внешней бетонными стенками. Внутреннюю бетонную стенку покрывает стальной лист, который в случае аварии должен создать закрытое воздушное пространство и не выпустить радиоактивные вещества в воздух.
Каждая АЭС имеет свой бассейн выдержки. Туда помещаются урановые таблетки, которые уже отслужили свой срок. После того, как урановое топливо вытаскивают из реактора, оно остается чрезвычайно радиоактивным, чтобы реакции внутри ТВЭлов перестали происходить, должно пройти от 3х до 10ти лет (в зависимости от устройства реактора, в котором топливо находилось). В бассейнах выдержки урановые таблетки остывают, и внутри них перестают происходить реакции.
Технологическая схема АЭС, а проще говоря, схема устройства атомных станций бывает нескольких типов, как и характеристика АЭС и тепловая схема АЭС, она зависит от типа ядерного реактора, который используется в процессе получения электроэнергии.
Что такое АЭС, нам уже известно, но российским ученым пришло в голову, взять атомную станцию и сделать ее передвижной. К сегодняшнему дню проект почти завершен. Назвали эту конструкцию плавучая АЭС. По задумке, плавучая ядерная электростанция сможет обеспечить электричеством город населением до двухсот тысяч человек. Главное ее достоинство – возможность перемещения по морю. Строительство АЭС, способной к передвижению, пока ведется только в России.
Новости АЭС это скорый запуск первой в мире плавучей ядерной электростанции, которая призвана обеспечить энергией портовый город Певек, находящийся в Чукотском автономном округе России. Называется первая плавучая атомная станция «Академик Ломоносов», строится мини-АЭС в Петербурге и планируется к запуску в 2016 – 2019 годах. Презентация атомной электростанции на плаву состоялась в 2015, тогда строители представили почти готовый проект ПАЭС.
Плавучая АЭС призвана обеспечить электроэнергией самые отдаленные города, имеющие выход к морю. Ядерный реактор «Академика Ломоносова» не такой мощный, как у сухопутных атомных станций, но имеет срок эксплуатации 40 лет, это значит, что жители небольшого Певека почти полвека не будут страдать от нехватки электричества.
Плавучая АЭС может быть использована не только как источник тепловой и электроэнергии, но и для опреснения воды. По расчетам, в сутки она может выдать от 40 до 240 кубометров пресной воды.
Стоимость первого блока плавучей АЭС составила 16 с половиной миллиардов рублей, как видим, строительство атомных станций – не дешевое удовольствие.
После Чернобыльской катастрофы в 1986 году и аварии на Фукусиме в 2011 слова атомная АЭС вызывают у людей страх и панику. На деле современные атомные станции оснащены по последнему слову техники, разработаны специальные правила безопасности, и в целом защита АЭС состоит из 3х уровней:
На первом уровне должна быть обеспечена нормальная эксплуатация АЭС. Безопасность АЭС во многом зависит от правильно подобранного места для размещения атомной станции, качественно созданного проекта, выполнения всех условий при постройке здания. Все должно отвечать регламентам, инструкциям по безопасности и планам.
На втором уровне важно не допустить перехода нормальной работы АЭС в аварийную ситуацию. Для этого существуют специальные приборы, которые контролируют температуру и давление в реакторах, и сообщают о малейших изменениях показаний.
Если первый и второй уровень защиты не сработали, в ход идет третий – непосредственная реакция на аварийную ситуацию. Датчики фиксируют аварию и сами реагируют на нее – реакторы глушатся, источники радиации локализируются, активная зона охлаждается, об аварии сообщается.
Безусловно, ядерная электростанция требует особого внимания к системе безопасности, как на стадии строительства, так и на стадии эксплуатации. Несоблюдения строгого регламента могут повлечь за собой очень серьезные последствия, однако сегодня большая часть ответственности за безопасность АЭС ложится на компьютерные системы, а человеческий фактор почти полностью исключен. Принимая во внимание высокую точность современных машин, в безопасности АЭС можно быть уверенными.
Специалисты уверяют, что в стабильно работающих современных атомных станциях или, находясь рядом с ними, получить большую дозу радиоактивного излучения невозможно. Даже работники АЭС, которые, к слову, ежедневно измеряют уровень полученного излучения, подвергаются облучению не больше, чем обычные жители крупных городов.
Что такое АЭС? Это в первую очередь работающий ядерный реактор. Внутри него и происходит процесс выработки энергии. В ядерный реактор закладываются ТВС, в нем же урановые нейтроны вступают в реакцию друг с другом, там же они передают тепло воде и так далее.
Внутри конкретного здания реактора находятся следующие сооружения: источник водоснабжения, насос, генератор, паровая турбина, конденсатор, деаэраторы, очиститель, клапан, теплообменник, непосредственно реактор и регулятор давления.
Реакторы бывают нескольких типов, в зависимости от того, какое вещество исполняет функцию замедлителя и теплоносителя в устройстве. Наиболее вероятно, что современная ядерная электростанция будет иметь реакторы на тепловых нейтронах:
Общий КПД АЭС (коэффициент полезного действия) с водо-водяным реактором около 33%, с графитоводным – около 40%, тяжеловодным – около 29%. Экономическая состоятельность АЭС зависит от КПД ядерного реактора, энергонапряженности активной зоны реактора, коэффициента использования установленной мощности за год и т.д.
Новости АЭС – обещание ученых в скором времени увеличить КПД атомных станций в полтора раза, до 50%. Это произойдет, если тепловыделяющие сборки, или ТВС, которые непосредственно закладываются в ядерный реактор, будут изготавливать не из сплавов циркония, а из композита. Проблемы АЭС сегодня в том, что цирконий недостаточно жаропрочен, он не выдерживает очень высоких температур и давления, поэтому и КПД АЭС выходит невысоким, композит же может выдержать температуру выше тысячи градусов по Цельсию.
Эксперименты по использованию композита в качестве оболочки для урановых таблеток ведутся в США, Франции и России. Ученые работают над увеличением прочности материала и его внедрением в атомную энергетику.
Что такое атомная электростанция? АЭС это мировая электрическая мощь. Общая электрическая мощность АЭС всего мира – 392 082 МВт. Характеристика АЭС зависит в первую очередь от ее мощности. Самая мощная атомная станция в мире находится во Франции, мощность АЭС Сиво (каждого блока) больше полутора тысяч МВт (мегаватт). Мощность других ядерных электростанций колеблется от 12 МВт в мини-АЭС (Билибинская АЭС, Россия) до 1382 МВт (атомная станция Фламанвиль, Франция). На этапе строительства находятся блок Фламанвиль с мощностью 1650 МВт, атомные станции Южной Кореи Син-Кори с мощностью АЭС в 1400 МВт.
АЭС, что это? Это и большие деньги. Сегодня людям нужны любые способы добычи электроэнергии. Водяные, тепловые и атомные электростанции повсеместно строятся в более или менее развитых странах. Строительство атомной станции – процесс не из легких, требует больших затрат и капиталовложений, чаще всего денежные ресурсы черпаются из государственных бюджетов.
В стоимость АЭС входят капитальные затраты — расходы на подготовку площади, строительство, введение оборудования в эксплуатацию (суммы капитальных расходов запредельные, к примеру, один парогенератор АЭС стоит больше 9ти миллионов долларов). Кроме того ядерные станции требуют и эксплуатационных расходов, которые включают в себя покупку топлива, расходы на его утилизацию и проч.
По многим причинам официальная стоимость ядерной станции высчитывается лишь приблизительно, сегодня ядерная станция обойдется примерно в 21-25 миллиардов евро. С нуля построить один атомный блок обойдется примерно в 8 миллионов долларов. В среднем срок окупаемости одной станции – 28 лет, срок эксплуатации – 40 лет. Как видно, атомные станции – достаточно дорогое удовольствие, но, как мы выяснили, невероятно нужное и полезное для нас с вами.
Все очень просто. В ядерном реакторе распадается Уран-235, при этом выделяется огромное количество тепловой энергии, она кипятит воду, пар под давлением крутит турбину, которая вращает электрогенератор, который вырабатывает электричество.
Науке известен по крайней мере один ядерный реактор естественного происхождения . Он находится в урановом месторождении Окло, в Габоне. Правда, он уже остыл полтора миллиарда лет назад.
Уран-235 - это один из изотопов урана. Он отличается от простого урана тем, что в его ядре не хватает 3 нейтронов, из-за чего ядро становится менее стабильным и распадается на две части, когда в него на большой скорости врезается нейтрон. При этом вылетает еще 2–3 нейтрона, которые могут попасть в другое ядро Урана-235 и расщепить его. И так по цепочке. Это называется ядерной реакцией.
Если не управлять цепной ядерной реакцией и она пойдет слишком быстро, то получится самый настоящий ядерный взрыв. Поэтому за процессом надо тщательно следить и не давать распадаться урану слишком быстро. Для этого ядерное топливо в металлических трубках помещают в замедлитель - вещество, которое замедляет нейтроны и переводит их кинетическую энергию в тепловую.
Для управления скоростью реакции в замедлитель погружают стержни из поглощающего нейтроны материала. Когда эти стержни поднимают, они улавливают меньше нейтронов и реакция ускоряется. Если стержни опустить, то реакция опять замедлится.
Огромные трубы в атомных электростанциях на самом деле никакие не трубы, а градирни - башни для быстрого охлаждения пара.
В момент распада ядро раскалывается на две части, которые разлетаются с бешеной скоростью. Но далеко они не улетают - ударяются о соседние атомы, и кинетическая энергия превращается в тепловую.
Дальше этим теплом нагревают воду, превращая ее в пар, пар крутит турбину, а турбина крутит генератор, который и вырабатывает электричество, точно так же, как в обычной тепловой электростанции, работающей на угле.
Смешно, но вся эта ядерная физика, изотопы урана, цепные ядерные реакции - все для того, чтобы вскипятить воду.
Атомная энергия используется не только в атомных электростанциях. Существуют корабли и подводные лодки, работающие на ядерной энергии. В 50 годы даже разрабатывались атомные автомобили, самолеты и поезда.
В результате работы ядерного реактора образуются радиоактивные отходы. Часть из них можно переработать для дальнейшего использования, часть приходится держать в специальных хранилищах, чтобы они не причинили вред человеку и окружающей среде.
Несмотря на это ядерная энергия сейчас является одним из самых экологически чистых. Атомные электростанции не производят выбросов в атмосферу, требуют очень мало топлива, занимают мало места и при правильном использовании очень безопасны.
Но после аварии на Чернобыльской АЭС многие страны приостановили развитие атомной энергетики. Хотя, например, во Франции почти 80 процентов энергии вырабатывается атомными электростанциями.
В двухтысячных из-за большой цены на нефть все вспомнили о ядерной энергии. Существуют разработки по компактным ядерным электростанциям , которые безопасны, могут работать десятилетими и не требуют обслуживания.
Современный человек не мыслит жизни без электричества. Если электроснабжение прекратится даже на несколько часов, жизнь мегаполиса парализуется. Более 90% электроэнергии в Воронежской области вырабатывает Нововоронежская атомная электростанция. Корреспонденты РИА «Воронеж» побывали на НВ АЭС и выяснили, как атомная энергия превращается в электричество.
В 1898 году известные ученые Мария Склодовская-Кюри и Пьер Кюри обнаружили, что настуран – минерал урана – радиоактивен, а в 1933 году американский физик Лео Силард впервые выдвинул идею цепной ядерной реакции – принцип, который после его осуществления на практике открыл дорогу для создания ядерного оружия. Первоначально энергия атома использовалась в военных целях. Впервые атом в мирных целях начали использовать в СССР. Первую в мире экспериментальную атомную электростанцию мощность всего 5 МВт запустили в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Работа первой экспериментальной АЭС показала свою перспективность и безопасность. При ее работе отсутствуют вредные выбросы в окружающую среду, в отличие от тепловых станций не требуется большого количества органического топлива. Сегодня АЭС – одни из самых экологически чистых источников энергии.
Впервые промышленное использование атомной энергии в Советском союзе началось на Нововоронежской АЭС. В сентябре 1964 года был запущен первый энергоблок НВАЭС с водо-водяным реактором (ВВЭР), его мощность составляла 210 МВт – почти в 40 раз больше, чем у первой экспериментальной атомной станции. Такая модель реактора считается одной из самых технически совершенных и безопасных в мире. Прототипами ВВЭР для АЭС послужили реакторы подводных лодок. Во время строительства первого энергоблока Нововоронежской АЭС не было учебных центров подготовки специалистов, способных эксплуатировать реакторы. Первых атомщиков набирали из бывших подводников.
На Нововоронежской АЭС было построено и введено в эксплуатацию пять энергоблоков, на сегодня работают три из них, ведется строительство и подготовка к пуску еще двух новых. Все энергоблоки на НВАЭС с реакторами ВВЭР.
Мощность энергоблока может составлять от нескольких единиц до нескольких тысяч МВт. Промышленные атомные электростанции очень мощные. Нововоронежская АЭС обеспечивает около 90 % потребности Воронежской области в электрической энергии и почти 90 % – потребности Нововоронежа в тепле. Суммарная мощность энергоблоков Новоронежской АЭС составляет 1800 МВт. Годового объема вырабатываемой на АЭС электроэнергии достаточно, чтобы обеспечить воронежскому авиазаводу 191 год бесперебойной работы или осветить 650 стандартных девятиэтажных домов. После запуска шестого и седьмого энергоблоков суммарная мощность Нововоронежской АЭС вырастет в 2,23 раза. Тогда годового объема энергии, вырабатываемой атомной станцией, хватит, чтобы обеспечить работу Российских железных дорог более чем на 8 месяцев.
Энергия на атомной станции вырабатывается в реакторе. Топливом для него служит искусственно обогащенный уран в виде таблеток диаметром несколько миллиметров. Урановые таблетки помещают в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) – это герметичные полые трубки из жаропрочного циркония. Из ТВЭЛов собирают тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне ВВЭР находится несколько сотен ТВС – в них происходят процессы деления ядер урана. Именно ТВС осуществляют передачу энергии, нагревая теплоноситель первого контура. Плотность нейтронов в реакторе и есть мощность реактора, и регулируется она количеством вводимого в активную зону поглотителя нейтронов-борсодержащих элементов (как тормоз на автомобиле). Для производства электричества на энергоблоках АЭС, как и на тепловых блоках, используется менее половины выделяемого тепла (закон физики), оставшееся тепло отработавшего в турбине пара отводится в окружающую среду. На первых блоках Новоронежской АЭС для отвода тепла использовали воду из реки Дон. Для охлаждения третьего и четвертого энергоблоков используют градирни - конструкции из железа и алюминия высотой около 91 метра и массой 920 тонн, где нагретая циркуляционная вода охлаждается потоком воздуха. Для охлаждения пятого энергоблока построен пруд-охладитель, заполненный циркуляционной водой, и его поверхность используется для отдачи тепла в окружающую среду. Эта вода не соприкасается с водой первого контура и совершенно безопасна. Пруд-охладитель настолько чистый, что в 2010 году на нем проводились всероссийские соревнования по рыбной ловле. Для охлаждения циркуляционной воды 6 и 7 блоков построены самые высокие в России градирни высотой 173 м. С самого верха градирни хорошо видны окраины г. Воронежа.
В активной зоне ВВЭР происходят процессы деления ядер урана. При этом выделяется огромное количество энергии, которая нагревает воду (теплоноситель) первого контура до температуры около 300 °C. Вода при этом не кипит, так как находится под высоким давлением (принцип скороварки). Теплоноситель первого контура радиоактивен, поэтому не покидает пределов контура. Далее он подается в парогенераторы, где вода второго контура нагревается и превращается в пар, и уже он в турбине преобразует свою энергию в электрическую.
Электрический ток – упорядоченное некомпенсированное движение свободных электрически заряженных частиц-электронов под воздействием электрического поля. От атомной электростанции по проводам уходит колоссальное количество мощности напряжением 220 или 500 тыс. вольт. Такое высокое напряжение необходимо для снижения потерь при передачах на большие расстояния. Однако потребителю такое напряжение не требуется и очень опасно. Перед тем, как электрический ток попадет в дома, напряжение снижают с помощью трансформаторов до привычных 220 вольт. Вставляя в розетку вилку электроприбора, вы подключаете его к электрической сети.
При правильной эксплуатации атомная станция совершенно безопасна. Радиационный фон в зоне 30 км вокруг Новоронежской АЭС контролируют 20 автоматических постов. Они работают в режиме непрерывного измерения. За всю историю работы станции радиационный фон ни разу не превысил естественных фоновых значений. Но атомная энергетика имеет потенциальную опасность. Поэтому с каждым годом системы безопасности на АЭС становятся все более совершенными. Если для первых поколений АЭС (1,2 энергоблоки) основные системы безопасности были активными, то есть запустить их должен был человек или автоматика, то при проектировании блоков поколения 3+ (6-й и 7-й энергоблоки Нововоронежской АЭС) основную ставку делают на пассивные системы безопасности. В случае потенциально опасной ситуации они сработают сами, подчиняясь не человеку или автоматике, а законам физики. Например, при обесточивании на атомной станции защитные органы под действием силы тяжести самопроизвольно упадут в активную зону и заглушат реактор.
Персонал атомной станции регулярно тренируется справляться с разного рода ЧП. Аварийные ситуации моделируются на специальных полномасштабных тренажерах – компьютеризированных устройствах внешне не отличимых от блочных щитов управления. Оперативный персонал управляющий реактором, каждые 5 лет получает в Ростехнадзоре лицензию на право ведения технологического процесса (управления блоком АС). Процедура схожа с получением водительских прав. Специалист сдает теоретические экзамены и демонстрирует практические навыки на тренажере. Только имея лицензию и сдав экзамены на АЭС, персонал допускается к эксплуатации реактора.
Заметили ошибку? Выделите ее мышью и нажмите Ctrl+Enter
