В середине ХХ века лучшие умы человечества упорно трудились сразу над двумя задачами: над созданием атомной бомбы, а также над тем, как можно использовать энергию атома в мирных целях. Так появились первые в мире В чем заключается принцип работы АЭС? И где в мире расположены крупнейшие из этих электростанций?
"Энергия - всему голова" - именно так можно перефразировать известную пословицу, учитывая объективные реалии XXI века. С каждым новым витком технического прогресса человечеству необходимо всё большее ее количество. Сегодня энергия "мирного атома" активно используется в экономике и производстве, и не только в энергетике.
Электроэнергия, производимая на так называемых АЭС (принцип работы которых весьма прост по своей сути), широко используется в промышленности, освоении космоса, медицине и сельском хозяйстве.
Ядерной энергетикой называется отрасль тяжелой промышленности, извлекающая тепловую и электроэнергию из кинетической энергии атома.
Когда же появились первые АЭС? Принцип работы подобных электростанций советские ученые изучали еще в 40-х годах. Кстати, параллельно они же изобретали и первую атомную бомбу. Таким образом, атом был одновременно и "мирным", и смертельным.
В 1948 году И. В. Курчатов предложил советскому правительству начать проводить непосредственные работы по извлечению атомной энергии. Двумя годами позже в Советском Союзе (в городе Обнинске Калужской области) начинается строительство самой первой на планете АЭС.
Принцип работы всех схож, а разобраться в нем совсем не трудно. Об этом пойдет речь далее.
В основе работы любой лежит мощная реакция, которая возникает при делении ядра атома. В этом процессе чаще всего участвуют атомы урана-235 или же плутония. Ядро атомов делит нейтрон, попадающий в них извне. При этом возникают новые нейтроны, а также осколки деления, которые имеют огромную кинетическую энергию. Как раз эта энергия и выступает главным и ключевым продуктом деятельности любой атомной станции
Так можно описать принцип работы реактора АЭС. На следующем фото вы можете посмотреть, как он выглядит изнутри.
Выделяют три основных типа ядерных реакторов:
Отдельно стоит описать принцип работы АЭС в целом. О том, как она работает, речь пойдет в следующей статье.
Работает в определенных условиях и в строго заданных режимах. Кроме (одного или нескольких), в структуру АЭС входят и прочие системы, специальные сооружения и высококвалифицированный персонал. В чем же заключается принцип работы АЭС? Кратко его можно описать следующим образом.
Главный элемент любой АЭС - это ядерный реактор, в котором происходят все основные процессы. О том, что происходит в реакторе, мы писали в предыдущем разделе. (как правило, чаще всего это уран) в виде небольших черных таблеток подается в этот огромный котел.
Энергия, выделяемая во время реакций, происходящих в атомном реакторе, преобразуется в тепло и передается теплоносителю (как правило, это вода). Стоит отметить, что теплоноситель при этом процессе получает и некоторую дозу радиации.
Далее тепло из теплоносителя передается обычной воде (посредством специальных устройств - теплообменников), которая в результате этого закипает. Водяной пар, который при этом образуется, вращает турбину. К последней подсоединен генератор, который и генерирует электрическую энергию.
Таким образом, по принципу действия АЭС - это та же тепловая электростанция. Разница лишь в том, каким способом образуется пар.
Первая пятерка стран по производству атомной энергии выглядит следующим образом:
При этом Соединенные Штаты Америки, вырабатывая в год около 864 миллиардов кВт*час, производят до 20 % всей электроэнергии планеты.
Всего в мире 31 государство эксплуатирует атомные электростанции. Из всех континентов планеты лишь два (Антарктида и Австралия) полностью свободны от атомной энергетики.
На сегодняшний день в мире функционирует 388 ядерных реакторов. Правда, 45 из них уже полтора года не вырабатывали электроэнергию. Большая часть ядерных реакторов расположена в Японии и в США. Полная их география представлена на следующей карте. Зеленым цветом обозначены страны с действующими ядерными реакторами, указано также их общее количество в конкретном государстве.
В целом, по состоянию на 2014 год в развитии ядерной энергетики наблюдается общий спад. Лидерами по строительству новых атомных реакторов являются три страны: это Россия, Индия и Китай. Кроме этого, ряд государств, не имеющих атомных электростанций, планируют построить их в ближайшее время. К таковым можно отнести Казахстан, Монголию, Индонезию, Саудовскую Аравию и ряд стран Северной Африки.
С другой стороны, ряд государств взяли курс на постепенное сокращение числа атомных электростанций. К таким относится Германия, Бельгия и Швейцария. А в некоторых странах (Италия, Австрия, Дания, Уругвай) ядерная энергетика запрещена на законодательном уровне.
С развитием ядерной энергетики связана одна существенная экологическая проблема. Это так называемое окружающей среды. Так, по мнению многих экспертов, АЭС выделяют больше тепла, нежели такие же по мощности тепловые электростанции. Особо опасно тепловое загрязнение вод, которое нарушает жизни биологических организмов и приводит к гибели многих видов рыб.
Другая острая проблема, связанная с атомной энергетикой, касается ядерной безопасности в целом. Впервые человечество всерьез задумалось об этой проблеме после Чернобыльской катастрофы 1986 года. Принцип работы Чернобыльской АЭС мало чем отличался от такового других атомных электростанций. Однако это не спасло её от крупной и серьезной аварии, повлекшей за собой очень серьезные последствия для всей Восточной Европы.
Причем опасность ядерной энергетики не ограничивается лишь возможными техногенными авариями. Так, большие проблемы возникают с утилизацией ядерных отходов.
Тем не менее сторонники развития ядерной энергетики называют и явные преимущества работы атомных электростанций. Так, в частности, Всемирная ядерная ассоциация недавно опубликовала свой отчет с весьма интересными данными. Согласно ему, количество человеческих жертв, сопровождающих производство одного гигаватта электроэнергии на АЭС, в 43 раза меньше, чем на традиционных тепловых электростанциях.
Есть и другие, не менее важные, преимущества. А именно:
В 1950 году была построена первая в мире АЭС. Принцип работы атомных электростанций заключается в делении атома с помощью нейтрона. В результате этого процесса высвобождается колоссальный объем энергии.
Казалось бы, атомная энергетика - это исключительное благо для человечества. Однако история доказала обратное. В частности, две крупные трагедии - авария на советской Чернобыльской АЭС в 1986 году и авария на японской электростанции Фукусима-1 в 2011 году - продемонстрировали опасность, которую несет в себе "мирный" атом. И многие страны мира сегодня начали задумываться о частичном или даже полном отказе от ядерной энергетики.
Атомная электростанция - комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.
На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии
Ядерная энергия
переходит в тепловую
Тепловая энергия
переходит в механическую
Механическая энергия
преобразуется в электрическую
1. Ядерная энергия переходит в тепловую
Основой станции является реактор - конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.
ПАРОГЕНЕРАТОР
2. Тепловая энергия переходит в механическую
Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.
ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР
3. Механическая энергия преобразуется в электрическую
Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.
Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).
Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.
Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.
На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.
В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.
В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.
В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.
Чтобы понять принцип работы и устройство ядерного реактора, нужно совершить небольшой экскурс в прошлое. Атомный реактор – это многовековая воплощенная, пусть и не до конца, мечта человечества о неисчерпаемом источнике энергии. Его древний «прародитель» — костер из сухих веток, однажды озаривший и согревший своды пещеры, где находили спасение от холода наши далекие предки. Позже люди освоили углеводороды – уголь, сланцы, нефть и природный газ.
Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.
Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.
Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.
«Первенец» родом из США. В декабре 1942 года дал первый ток реактор, которому досталось имя его создателя — одного из величайших физиков столетия Э. Ферми. Три года спустя в Канаде обрела жизнь ядерная установка ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного ядерного проекта стал И. В. Курчатов. Сегодня в мире успешно трудятся более 400 ядерных энергоблоков.
Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).
В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и .
У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.
Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.
Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.
Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.
Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.
За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.
Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.
В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.
«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.
ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.
Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.
Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.
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
.
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
Многие ли из вас видели атомную электростанцию хотя бы издалека? С учетом того, что в России действующих АЭС всего десять и охраняются они будь здоров, думаю, ответ в большинстве случаев отрицательный. Впрочем, в ЖЖ народ, как известно, бывалый. Окей, а многие ли тогда видели АЭС изнутри? Ну, например, щупали собственной рукой корпус ядерного реактора? Никто. Я угадал?
Ну что же, сегодня у всех подписчиков этого фотоблога есть возможность увидеть все эти высокие технологии максимально близко. Понимаю, в живую это интереснее в разы, но давайте начинать с малого. В будущем, возможно, я смогу несколько человек взять с собой, а пока изучаем матчасть!
02
. Итак, мы в сорока пяти километрах от неподалёку от строительной площадки 4 очереди Нововоронежской АЭС. Неподалёку от действующей АЭС (первый энергоблок был запущен ещё в шестидесятых годах прошлого века) ведётся сооружение двух современных энергоблоков общей мощностью 2400 МВт. Строительство ведётся по новому проекту "АЭС-2006", который предусматривает использование реакторов ВВЭР-1200. Но о самих реакторах чуть позже.
03
. Именно тот факт, что строительство еще не завершено, и дает нам редкий шанс увидеть всё своими глазами. Даже реакторный зал, которой в будущем будет герметично закрыт и открываться для обслуживания только один раз в год.
04
. Как видно на предыдущем фото, купол наружной защитной оболочки седьмого энергоблока еще на стадии бетонирования, а вот здание реактора энергоблока №6 выглядит уже интереснее (смотрим фото ниже). В общей сложности на бетонирование этого купола потребовалось более 2000 кубометров бетона. Диаметр купола в основании составляет 44 м, толщина – 1,2 м. Обратите внимание на зеленые трубы и объемный металлический цилиндр (вес – 180 т, диаметр – около 25 м, высота – 13 м) – это элементы системы пассивного отвода тепла (СПОТ). На российской АЭС они монтируются впервые. В случае полного обесточивания всех систем АЭС (как это случилось на "Фукусиме"), СПОТ способна обеспечить длительный отвод тепла от активной зоны реактора.
05
. Безусловно самым масштабным элементом АЭС являются башенные градирни. Кроме того, это одно из наиболее эффективных устройств для охлаждения воды в системах оборотного водоснабжения. Высокая башня создает ту самую тягу воздуха, которая необходима для эффективного охлаждения циркулирующей воды. Благодаря высокой башне одна часть испарений возвращается в цикл, а другая уносится ветром.
06
. Высота оболочки башенной градирни энергоблока №6 – 171 метр. Это около 60 этажей. Сейчас это сооружение является самым высоким среди аналогичных, когда либо возводимых в России. Её предшественники не превышали 150 м высоты (на Калининской АЭС). На возведение конструкции ушло более 10 тысяч кубометров бетона.
07
. В основании градирни (диаметр составляет 134 м) расположена так называемыя чаша бассейна. Его верхняя часть "вымощена" оросительными блоками. Ороситель – это основной конструктивный элемент градирни такого типа, предназначенный для того, чтобы раздробить стекающий по нему поток воды и обеспечить ему длительное время и максимальную площадь контакта с охлаждающим воздухом. По сути своей, это решётчатые модули из современных полимерных материалов.
08
. Естественно, мне захотелось сделать эпичный кадр верх, но уже смонтированный ороситель помешал мне это сделать. Поэтому перемещаемся в градирню энергоблока №7. Увы, ночью был морозец и с поездкой на лифте на самый верх мы обломались. Он замёрз.
09
. Ладно, может еще довёдется как-нибудь прокатиться на такую верхотуру, а пока кадр монтируемой системы орошения.
10
. Подумал тут... А может нас просто не пустили на верх из соображений безопасности?
11
. Вся территория стройплощадки пестрит предупреждающими, запрещающими и просто агитационными плакатами и табличками.
12
. Ладно. Телепортируемся в здание центрального щита управления (ЦЩУ).
Ну, естественно, в наше время всё управление ведётся с помощью компьютеров.
13
. Огромная комната, залитая светом, буквально напичкана стройными рядами шкафов с автоматическими системами релейной защиты.
14
. Релейная защита осуществляет непрерывный контроль состояния всех элементов электроэнергетической системы и реагирует на возникновение повреждений и/или ненормальных режимов. При возникновении повреждений система защиты должна выявить конкретный повреждённый участок и отключить его, воздействуя на специальные силовые выключатели, предназначенные для размыкания токов повреждения (короткого замыкания или замыкания на землю). 
15
. Вдоль каждой стены расставлены огнетушители. Автоматические, конечно.
16
. Далее перемещаемся в здание комплектного распределительного устройства на 220 кВ (КРУЭ-220). Одно из самых фотогеничных мест на всей АЭС, на мой взгляд. Есть еще КРУЭ-500, но его нам не показали. КРУЭ-220 входит в состав общестанционного электротехнического оборудования и предназначено для приема мощности с внешних линий электропередачи и распределения его на площадке строящейся станции. То есть пока энергоблоки строятся, с помощью КРУЭ-220 электроэнергией обеспечиваются непосредственно строящиеся объекты.
17
. В проекте "АЭС-2006", по которому сооружаются шестой и седьмой энергоблоки, в схеме выдачи мощности на распределительных подстанциях впервые применены комплектные распредустройства 220/500кВ закрытого типа с элегазовой изоляцией. По сравнению с открытыми распредустройствами, которые до сих пор применялись в атомной энергетике, площадь закрытого - в несколько раз меньше. Для понимания масштаба здания, рекомендую вернуться к титульному фото.
18
. Естественно, после ввода новых энергоблоков в эксплуатацию оборудование КРУЭ-220 будет задействовано для передачи в Единую энергосистему электроэнергии, произведенной на Нововоронежской АЭС. Обратите внимание на ящики возле опор ЛЭП. Большинство электрооборудования, применяемого в строительстве, произведено компанией Siemens.
19
. Но не только. Вот, к примеру, автотрансформатор Hyundai.
Вес этого агрегата 350 тонн, а предназначен он для преобразования электроэнергии с 500 кВ до 220 кВ.
20
. Есть (что приятно) и наши решения. Вот, например, повышающий транформатор производства ОАО "Электрозавод". Созданный в 1928 году первый отечественный трансформаторный завод сыграл колоссальную роль в индустриализации страны и в развитии отечественной энергетики. Оборудование с маркой "Электрозавод" работает более чем в 60 странах мира.
21
. На всякий случай, поясню немного по трансформаторам. В общем, схема выдачи мощности (после завершения строительства и запуска в эсплуатацию, естественно) предусматривает производство электроэнергии напряжением двух классов – 220 кВ и 500 кВ. При этом, турбина (о ней позже), вырабатывает всего 24 кВ, которые по токопроводу поступают на блочный трансформатор, где и повышаются уже до 500 кВ. После чего часть энергомощности через КРУЭ-500 передается в Единую энергосистему. Другая часть – на автотрансформаторы (те самые "хюндаи"), где понижается с 500 кВ до 220 кВ и через КРУЭ-220 (смотрим выше) также поступает в энергосистему. Дык вот в качестве упомянутого блочного трансформатора используется три однофазных повышающих "электрозаводских" трансформатора (мощность каждого – 533 МВт, вес – 340 тонн).
22
. Если понятно, переходим к паротурбинной установке энергоблока №6. Вы уж простите, повествование моё идёт как бы от конца к началу (если исходить из процесса производства электроэнергии), но примерно в такой последовательности мы и гуляли по стройплощадке. Так что прошу пардона.
23
. Итак, турбина и генератор спрятаны под кожухом. Поэтому поясняю. Собственно, турбина – это агрегат, в котором тепловая энергия пара (температурой около 300 градусов и давлением 6,8 МПа) преобразуется в механическую энергию вращения ротора, и уже на генераторе – в нужную нам электрическую энергию. Вес машины в собранном состоянии – более 2600 тонн, длина – 52 метра, состоит она из более чем 500 комплектующих. Для транспортировки данного оборудования на строительную площадку было задействовано порядка 200 грузовых машин. Данная турбина К-1200–7-3000 была изготовлена на Ленинградском металлическом заводе и это первая в России быстроходная (3000 оборотов в минуту) турбина мощностью 1200 МВт. Данная инновационная разработка создана специально для атомных энергоблоков нового поколения, которые сооружаются по проекту "АЭС-2006". На фото общий вид турбинного цеха. Или машзала, если хотите. Турбину олдскульные атомщики называют машиной.
24
. Этажом ниже расположены конденсаторы турбины. Конденсаторная группа относится к основному технологическому оборудованию машинного зала и, как все уже догадались, предназначена для превращения в жидкость отработанного в турбине пара. Образовавшийся конденсат после необходимой регенерации вновь возвращается в парогенератор. Вес оборудования конденсационной установки, куда входят 4 конденсатора и система трубопроводов, составляет более 2000 тонн. Внутри конденсаторов располагается порядка 80 тысяч титановых трубок, которые образуют теплопередающую поверхность общей площадью 100 тысяч квадратных метров.
25
. Разобрались? Вот вам здание машзала практически в разрезе и идем дальше. На самом верху мостовой кран.
26
. Перемещаемся в блочный пульт управления энергоблоком №6.
Предназначение, думаю, понятно без пояснений. Выражаясь фигурально, это мозг атомной электростанции.
27
. Элементы БПУ.
28
. Ну и наконец-то, мы отправляемся посмотреть помещения реакторного отделения! Собственно, это место, где расположен ядерный реактор, первый контур и их вспомогательное оборудование. Естественно, в обозримом будущем оно станет герметичным и недоступным.
29
. И самым естественным образом, при попадании внутрь, первым делом задираешь голову и поражаешься размерам купола гермооболочки. Ну и полярным краном заодно. Мостовой кран кругового действия (полярный кран) грузоподъемностью 360 тонн предназначен для монтажа крупногабаритного и тяжеловесного оборудования гермозоны (корпуса реактора, парогенераторов, компенсатора давления и др.). После ввода атомной станции в эксплуатацию кран будет испольоваться при проведении ремонтных работ и транспортировке ядерного топлива.
30
. Далее, конечно, я устремляюсь к реактору и зачарованно наблюдаю его верхнюю часть, еще не подозревая, что ситуация обстоит аналогичная с айсбергами. Так вот ты какой, северный олень. Выражаясь фигурально, это сердце атомной электростанции.
31
. Фланец корпуса реактора. Позже на него убудет установлен верхний блок с приводами СУЗ (система управления и защиты реактора), обеспечивающий уплотнение главного разъема.
32
. Неподалёку наблюдаем бассейн выдержки. Его внутренняя поверхность представляет собой сварную конструкцию из листовой нержавеющей стали. Он предназначен для временного хранения отработавшего ядерного топлива, выгружаемого из реактора. После снижения остаточного тепловыделения использованное топливо вывозится из бассейна выдержки на предприятие атомной отрасли, занимающейся переработкой и регенерацией топлива (хранением, захоронением или переработкой).
33
. А это вдоль стеночки стоят гидроёмкости системы пассивного залива активной зоны. Они относятся к пассивным системам безопасности, то есть функционирует без привлечения персонала и использования внешних источников энергоснабжения. Упрощая, это гигантские бочки, заполненные водным раствором борной кислоты. В случае возникновения чрезвычайной ситуации, когда давление в первом контуре падает ниже определенного уровня, происходит подача жидкости в реактор и охлаждение активной зоны. Таким образом ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащей воды, поглощающей нейтроны. Стоит отметить, что в проекте "АЭС-2006", по которому сооружается четвертая очередь Нововоронежской АЭС, впервые предусмотрена дополнительная, вторая, ступень защиты – гидроемкости пассивного залива активной зоны (8 из 12 емкостей), каждая - объемом 120 кубометров.
34
. При проведении будущих планово-предупредительных ремонтов и замены ядерного топлива попасть внутрь реакторного отделения можно будет через транспортный шлюз. Он представляет собой 14-ти метровую цилиндрическую камеру диаметром свыше 9 метров, герметично запираемую с двух сторон полотнами ворот, которые открываются поочередно. Общий вес шлюза составляет порядка 230 тонн.
35
. С наружней стороны шлюза открывается обзорный вид на всю стройплощадку в целом и энергоблок №7 в частности.
36
. Ну, а мы глотнув свежего воздуха, спускаемся ниже, чтобы увидеть, собственно, цилиндрический корпус реактора. Но покуда нам попадаются только технологические трубопроводы. Большая зелёная труба - это один из контуров, так что мы уже совсем близко.
37
. А вот и он. Водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением модели ВВЭР-1200. Не буду углубляться в дебри деления ядра и цепной ядерной реакции (поди уже и так читаете по диагонали), добавлю только, что внутри реактора расположено множество тепловыделяющих элементов (т.н. твэлы) в виде набора герметичных трубок из специальных сплавов диаметром 9,1–13,5 мм и длиной несколько метров, заполненных таблетками ядерного топлива, а так же управляющие стержни, которые дистанционно с пульта управления можно перемещать по всей высоте активной зоны. Эти стержни изготавливаются из веществ, поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Таким способом регулируется мощность реактора. Теперь понятно для чего в верхней части реактора столько отверстий?
38
. Да, чуть не забыл про главный циркуляционный насос (ГЦН). Он тоже относится к основному технологическому оборудованию здания реактора и предназначен для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре. В течение часа агрегат перекачивает более 25 тысяч кубометров воды. Также ГЦН обеспечивает охлаждение активной зоны во всех режимах работы реакторной установки. В состав установки входит четыре ГЦН.
39
. Ну и для закрепления пройденного материала, смотрим на самую простую схему работы АЭС. Всё же просто, разве нет? В особо запущенных случаях перечитываем пост еще раз, хе-хе))
40
. Вот в целом как-то так. Но для тех, кому тема близка, подкину еще несколько карточек с людьми. Согласитесь, в репортаже их не так и много, а между тем, с 2006 года здесь потрудились многие тысячи специалистов различного профиля.
41
. Кто-то внизу...
42
. А кто-то вверху... Хоть вы их и не видите, но они есть.
43
. А это один из самых заслуженных строителей Нововоронежской АЭС – гусеничный самоходный кран DEMAG. Именно он поднимал и устанавливал эти многотонные элементы реакторного и машинного залов (грузоподъемность – 1250 тонн). Дядька-монтажник и грузовик для понимания масштаба, а во весь рост (115 метров) смотрите красавца на фото 03 и 04.
И в качестве заключения. С марта этого года, по неведомым мне причинам, действующую Нововоронежскую АЭС и строящуюся Нововоронежскую АЭС-2 объединили. То, что мы с вами посетили и то, что привыкли называть НВАЭС-2, теперь называется четвертой очередью НВАЭС, а строящиеся энергоблоки из первого и второго превратились, соответственно, в шестой и седьмой. Инфа 110%. Желающие могут сразу же отправиться переписывать статьи в википедии, а я благодарю сотрудников отдела по связям со строящимися энергоблоками НВАЭС и особенно Татьяну, без которой бы эта экскурсия, скорее всего, не состоялась. Так же мои благодарности за ликбез по устройству атомных станций начальнику смены Роману Владимировичу Гридневу, а так же Владимиру
