Атомна електростанція опис. АЕС: принцип роботи та пристрій. Історія створення АЕС. Триконтурна технологічна схема АЕС

Сторінка 1 з 3

Атомні електричні станції (АЕС) можуть бути конденсаційними, теплофікаційними (АТЭЦ), а також станціями теплопостачання (ACT) і атомними станціями промислового теплопостачання (ACПT). Атомні станції споруджуються за блочним принципом як теплової, і у електричної частини.
Ядерні реактори АЕС класифікуються за різними ознаками. За рівнем енергії нейтронів реактори поділяються на два основні класи: теплові (на теплових нейтронах) та швидкі (на швидких нейтронах). На вигляд уповільнювача нейтронів реактори бувають водними, важководними, графітовими, а на вигляд теплоносія - водними, важководними, газовими, рідко металевими. Водоохолоджувані реактори класифікуються також за конструктивним виконанням: корпусні та канальні.
З погляду організації ремонту устаткування найбільше значення для АЕС має класифікація за кількістю контурів. Число контурів вибирають з урахуванням вимог забезпечення безпечної роботи блоку за всіх можливих аварійних ситуацій. Збільшення числа контурів пов'язане з появою додаткових втрат у циклі та відповідно зменшенням ККД АЕС.
У системі будь-якої АЕС розрізняють теплоносій та робоче тіло. Робочим тілом, тобто. середовищем, що здійснює роботу, перетворюючи теплову енергію на механічну, є водяна пара. Призначення теплоносія на АЕС – відводити теплоту, що виділяється в реакторі. Якщо контури теплоносія та робочого тіла не розділені, АЕС називають одноконтурною (рис. 1).

Рис.1. Теплова схема АЕС:
а – одноконтурна; б – двоконтурна; в – триконтурна; 1 - реактор; 2 – турбіна; 3- турбогенератор; 4 - конденсаційна установка; 5-конденсатний насос; б – система регенеративного підігріву поживної води; 7 – поживний насос; 8 – парогенератор; 9 - циркуляційний насос контуру реактора; 10 - циркуляційний насос проміжного контуру

В одноконтурних схемах все обладнання працює у радіаційно-активних умовах, що ускладнює його ремонт. За одноконтурною схемою працюють АЕС з реакторами типу РБМК-1000 та РБМК-1500.
Якщо контури теплоносія та робочого тіла розділені, то АЕС називають двоконтурною. Відповідно контур теплоносія називають першим, а контур робочого тіла – другим. У таких схемах реактор охолоджується теплоносія, що прокачується через нього, і парогенератор - головним циркуляційним насосом. Утворений таким чином контур теплоносія є радіоактивним, але він включає не все обладнання станції, а лише його частина. Другий контур включає обладнання, яке працює за відсутності радіаційної активності – це спрощує ремонт обладнання. На двоконтурній станції обов'язковим є парогенератор, який розділяє перший і другий контури.
За двоконтурною схемою працюють АЕС з реакторами типу ВВЕР-440 та ВВЕР-1000. Існують теплоносії, що інтенсивно взаємодіють з парою і водою. Це може створити небезпеку викиду радіоактивних речовин в приміщення, що обслуговуються. Таким теплоносієм, наприклад, є рідкий натрій. Тому створюють додатковий (проміжний) контур, щоб навіть в аварійних режимах уникнути контакту радіоактивного натрію з водою або водяною парою. Такі АЕС називають триконтурними. За трикотурною схемою працюють АЕС з реакторами типу БН-350 і БН-600. В даний час на АЕС в основному встановлені енергоблоки потужністю 350 - 1500 МВт з реакторами типу ВВЕР-440, ВВЕР-1000, РБМК-1000, РБМК-1 -350 та БН-600. Основні характеристики реакторів наведено у табл. 1.

Таблиця 1. Основні характеристики реакторів АЕС

Атомні електростанції, де встановлені реактори: ВВЕР-440 – Рівненська та ін; ВВЕР-1000 - Запорізька, Балаківська, Нововоронезька, Калінінська, Южно-Українська та ін; РБМК-1000 - Ленінградська, Чорнобильська, Курська, Смоленська та ін; РБМК-1500 - Ігналінська; БН-350 – Шевченківська; БН-600 – Білоярська.
Водо-водяний енергетичний реактор (ВВЕР) – реактор корпусного типу. Уповільнювач та теплоносій - вода під тиском. Робоче тіло на АЕС з реакторами ВВЕР – водяна пара.
Реактор великої киплячої потужності (РБМК) - це канальний реактор, сповільнювачем в якому служить графіт, а теплоносієм - вода і пароводяна суміш.
У реакторів на швидких нейтронах теплоносія першого і другого контурів є натрій, тим самим виключається можливість контакту радіоактивного металу з водою. На рис. 2 наведено принципову технологічну схему АЕС з ВВЕР. Теплова енергія з активної зони реактора 5 парогенератор 1 переноситься водою, що циркулює під тиском, створеним ГЦН 2. Реактор ВВЕР-1 000 має чотири головних циркуляційних контуру (на рис. 2 умовно показаний один контур) і стільки ж ГЦН.


Мал. 2. Спрощена технологічна схема АЕС із водо-водяним енергетичним реактором:
1 – парогенератор; 2 – головний циркуляційний насос (ГЦН); 3 – компенсатор обсягу; 4 – гідроакумулятор системи аварійного охолодження; 5 - реактор; 6 - встановлення спецводоочищення; 7 - насос нормального підживлення та борного регулювання; 8 - теплообмінник та насос охолодження басейну витримки тепловиділяючих елементів (твелів); 9 - баки аварійного запасу борного розчину системи САОЗ нормальної та підвищеної концентрації; 10 - теплообмінник розхолодження реактора; 11 - спринклерні насоси; 12 - насоси аварійного розхолодження низького та високого тиску; 13, 15 - аварійний та робочий насоси підкачування борного концентрату; 14 - бак борного концентрату; 16 - парова турбіна; 17 - сепаратор-пароперегрівач; 18 - швидкодіючі редукційні установки (БРУ) скидання пари; 19 – генератор; 20 - маслоохолоджувач; 21, 22 - газоохолоджувач та його насос; 23 – насос технічної води; 24 – циркуляційний насос турбіни; 25 – конденсатор; 26, 28 - конденсатні насоси першого та другого ступенів; 27 - конденсатоочищення; 29 - підігрівач низького тиску; 30 - поживний турбонасос; 31 - піскорезервний живильний електронасос; 32 - насос розхолодження; 33 - деаератор; 34 - підігрівач високого тиску; 35 – бак запасу поживної води; 36 - аварійний живильний насос; 37 - насоси зливу теплоносія I контуру

Для підтримки певного тиску пари над рівнем води в реакторному контурі встановлений паровий компенсатор обсягу 3 з електронагрівом, який забезпечує випаровування води компенсаторі обсягу.
Безпека АЕС забезпечують системи нормальної експлуатації, локалізуючі системи та система аварійного охолодження активної зони реактора (САОЗ). Локалізуюча система та САОЗ повинні забезпечити нерозповсюдження радіоактивності поза герметичними приміщеннями АЕС за всіх нормальних та аварійних режимів. Аварійне охолодження реактора забезпечується трьома незалежними системами. Одна з таких систем складається з баків аварійного запасу борного розчину 9, теплообмінника розхолодження 10, спринклерного насоса 11, насосів аварійного розхолодження низького і високого тиску 12. У разі розгерметизації реакторного контуру і невеликої течі включаються насоси 12, що подають борований. При максимальній проектній аварії (МПА) - розрив головного циркуляційного контуру і падіння тиску в реакторі в об'єм над активною зоною і під неї подається вода з ємностей 4, що гідроакумулюють. Це повинно запобігти закипанню води в реакторі. Одночасно борована вода подається в спринклерні установки та реакторний контур. У струменях води спринклерної установки пара конденсується і запобігає підвищенню тиску в герметичній оболонці. Вода, що стікає в приямки, охолоджується в теплообмінниках 10 і вдруге закачується в контур і в спринклерні установки до повного охолодження реактора.
Підживлення першого контуру при нормальному режимі здійснюється насосами 7 деаератора першого контуру. При малих витратах вода, що містить, подається насосами 13 і 15.
Для охолодження води в басейні перевантаження та витримки тепловиділяючих елементів (твелів) є теплообмінник і насос 8. Насоси 37 необхідні для забезпечення циркуляції рідини, що охолоджує, через теплообмінник і спецводоочищення.
За допомогою системи управління та захисту реактора (СУЗ) здійснюється пуск та зупинка реактора, виведення та автоматична підтримка потужності та вирівнювання полів енерговиділення за обсягом активної зони. Управління та захист реактора здійснюються переміщенням в активній зоні реактора поглиначів нейтронів за допомогою органів керування.
Технологічна схема другого нерадіоактивного контуру АЕС багато в чому аналогічна до схеми КЕС.
Конструктивно реакторне відділення з реактором ВВЕР-1000 складається з герметичної частини - оболонки та негерметичної - облаштування. У герметичній частині розташоване основне обладнання: реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор об'єму, головні циркуляційні трубопроводи, ємності САОЗ та ін. укладені у герметичну оболонку. Оболонка затримує радіоактивні продукти аварії усередині приміщення без погіршення наддопустимої межі радіаційної обстановки ззовні оболонки реактора.
У основу компонування енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР-1000 покладено принцип модульного компонування, тобто. у кожному енергоблоці передбачені всі системи, що забезпечують радіаційну та ядерну безпеку енергоблоку, а також аварійний зупинку, розхолодження, відведення залишкових тепловиділень та комплекс післяаварійних заходів, незалежно від режиму роботи решти енергоблоків. Загальностанційні системи, необхідні забезпечення роботи енергоблоків у режимах нормальної експлуатації, виділено окремі споруди АЕС.
Герметична частина має циліндричну форму і складається з двох об'ємів - верхнього та нижнього, які з'єднані повітрям. Верхню частину перекрито сферичним куполом. У верхній частині оболонки встановлено обладнання реакторної установки, системи очищення теплоносія першого контуру, транспортно-технологічне обладнання та вентиляційні системи.
Нижня циліндрична частина соосна оболонки з верхнім циліндром і спирається на фундаментну плиту реакторного відділення. У цій частині змонтовано вентиляційні камери трубопроводів системи аварійного розхолодження реактора, системи охолодження шахти реактора та ін.
Негерметична частина реакторного відділення у плані має форму квадрата, що охоплює коло оболонки. У приміщеннях змонтовані блокові технологічні системи, які за функціональним призначенням технологічних процесів, що виконується, повинні розташовуватися в зоні суворого режиму. Реакторне відділення є зоною суворого режиму. У приміщеннях реакторного відділення можливий вплив на персонал зовнішнього 0-„ і-, 7-випромінювань, забруднення повітряного середовища радіоактивними газами та аерозолями, забруднення поверхні будівельних конструкцій та обладнання радіонуклідами або радіоактивними речовинами.
На АЕС з реакторами ВВЕР-1000 до приміщень зони вільного режиму відносяться: машинний зал, де встановлена ​​турбіна К-1030-60/1500 або К-1000-60/1500 та турбогенератор ТВВ-1000-4УЗ, припливний 42 вентиляційний центр, блокові управління та інше обладнання, тобто. приміщення, у яких персонал не зайнятий безпосередньо на роботах із джерелами іонізуючих випромінювань. У зоні вільного режиму практично виключається вплив на персонал іонізуючого випромінювання.
При оцінці рівня радіації в приміщеннях АЕС основним фактором радіаційного впливу є потік іонізуючих випромінювань, що проникають за біологічний захист, переважно потік 7-випромінювання. У всіх зонах АЕС системи вентиляції забезпечують допустимі концентрації радіоактивних речовин у повітрі, що вдихається.

Однією із найбільш глобальних проблем людства є енергетика. Громадянська інфраструктура, промисловість, збройні сили - усе це потребує величезної кількості електрики, а його вироблення щорічно виділяється маса корисних копалин. Проблема полягає в тому, що ці ресурси не нескінченні, і вже зараз, поки ситуація більш менш стабільна, потрібно задуматися про майбутнє. Величезні сподівання покладалися на альтернативну, чисту електрику, проте, як показує практика, кінцевий результат далекий від бажаного. Витрати на сонячні чи вітряні електростанції величезні, а кількість енергії – мінімальна. І саме тому зараз атомні електростанції вважаються найперспективнішим варіантом подальшого розвитку.

Історія АЕС

Перші ідеї щодо використання атома для вироблення електроенергії з'явилися в СРСР приблизно в 40-х роках XX століття, майже за 10 років до створення власної зброї масової поразки на цій основі. У 1948 році було розроблено принцип роботи АЕС і тоді ж вдалося вперше у світі спробувати прилади від атомної енергії. 1950-го США закінчує будівництво невеликого атомного реактора, який можна вважати на той момент єдиною електростанцією на планеті такого типу. Щоправда, він був експериментальним та потужності видавав всього 800 Вт. У той же час в СРСР закладається фундамент першої у світі повноцінної АЕС, хоча після введення в дію вона все ж таки не видавала електрику в промислових масштабах. Використовувався цей реактор більше для відточування технології.

З цього моменту розпочалося масове будівництво атомних електростанцій у всьому світі. Крім традиційних лідерів у цій «перегонах», США та СРСР, перші реактори з'являлися в:

• 1956 р. – Великобританія.
• 1959 р. – Франція.
• 1961 р. – Німеччина.
• 1962 р. – Канада.
• 1964 р. – Швеція.
• 1966 р. – Японія.

Кількість зведених АЕС постійно збільшувалася, аж до Чорнобильської катастрофи, після чого будівництво почало заморожуватися і поступово багато країн почали відмовлятися від атомної енергії. На даний момент нові електростанції з'являються в основному в Росії та Китаї. Деякі країни, які раніше планували перейти на енергію іншого типу, поступово повертаються в програму і найближчим часом можливий черговий стрибок будівництва АЕС. Це обов'язковий етап розвитку людства, принаймні доти, доки знайдено інші ефективні варіанти виробництва енергії.

Особливості атомної енергетики

Найголовніший плюс полягає у виробленні величезної кількості енергії з мінімальними витратами палива за практично повністю відсутніх забруднення. Принцип роботи атомного реактора АЕС заснований на простому паровому двигуні і як основний елемент використовує воду (не рахуючи самого палива), тому з точки зору екології шкода виходить мінімальною. Потенційна небезпека електростанцій такого типу дуже перебільшена. Причини катастрофи в Чорнобилі досі достовірно не встановлені (про це нижче) і більше того, вся зібрана в рамках розслідування інформація дозволила модернізувати станції, що вже є, виключивши навіть малоймовірні варіанти викидів радіації. Екологи іноді кажуть, що такі станції є потужним джерелом теплового забруднення, але це також не зовсім правильно. Дійсно, гаряча вода з другого контуру потрапляє у водоймища, але найчастіше використовуються їх штучні варіанти, створені спеціально для цього, а в інших випадках частка такого підвищення температури не йде в жодне порівняння із забрудненнями від інших джерел енергії.

Проблема палива

Не останню роль у популярності АЕС відіграє паливо – уран-235. Його потрібно значно менше, ніж будь-яких інших видів з одночасним величезним викидом енергії. Принцип роботи реактора АЕС має на увазі використання цього палива у вигляді спеціальних «таблеток», покладених у стрижні. Фактично, єдина складність у разі полягає у створенні саме такий форми. Проте, останнім часом починає з'являтися інформація, що поточних світових запасів теж не вистачить надовго. Але це вже передбачено. Нові триконтурні реактори працюють на урані-238, якого дуже багато, і проблема дефіциту палива зникне надовго.

Принцип роботи двоконтурної АЕС

Як було зазначено вище, основу лежить звичайний паровий двигун. Якщо коротко, принцип роботи АЕС полягає у нагріванні води з першого контуру, що у свою чергу нагріває воду другого контуру до стану пари. Він проступає у турбіну, обертаючи лопаті, внаслідок чого генератор виробляє електрику. «Відпрацьована» пара потрапляє в конденсатор і знову перетворюється на воду. Таким чином, виходить практично замкнутий цикл. Теоретично все це могло працювати ще простіше, лише за допомогою одного контуру, проте це вже дійсно небезпечно, оскільки вода в ньому теоретично може піддаватися зараженню, що виключено при використанні стандартної для більшості АЕС системи з двома ізольованими один від одного циклами води.

Принцип роботи триконтурної АЕС

Це вже сучасніші електростанції, які працюють на урані-238. Його запаси становлять понад 99 % всіх радіоактивних елементів у світі (звідси і випливають величезні перспективи використання). Принцип роботи та влаштування АЕС такого типу полягає вже в наявності цілих трьох контурів та активному застосуванні рідкого натрію. Загалом усе залишається приблизно таким же, але з невеликими доповненнями. У першому контурі, нагріваючись безпосередньо від реактора, циркулює цей рідкий натрій за високої температури. Друге коло нагрівається від першого і також використовує ту ж рідину, але не настільки розігріту. І лише потім, вже у третьому контурі, використовується вода, яка нагрівається від другої до стану пари та обертає турбіну. Система виходить складнішою технологічно, але побудувати таку АЕС потрібно лише один раз, а потім залишиться лише насолоджуватися плодами праці.

Чорнобиль

Принцип роботи АЕС "Чорнобиль", як вважається, став головною причиною катастрофи. Офіційно існують дві версії того, що сталося. За однією проблемою виникла через неправильні дії операторів реактора. За другою – через невдалу конструкцію електростанції. Проте принцип роботи Чорнобильської АЕС використовувався і в інших станціях такого типу, які справно функціонують і досі. Є думка, що стався ланцюг випадковостей, повторити який практично неможливо. Це і невеликий землетрус у тому районі, проведення експерименту з реактором, дрібні проблеми самої конструкції тощо. Все разом це спричинило вибух. Тим не менш, досі невідома причина, що викликала різке зростання потужності роботи реактора тоді, коли він цього не повинен був робити. Була навіть думка про можливу диверсію, але довести щось не вдалося й досі.

Фукусіма

Це ще один приклад глобальної катастрофи за участю атомної електростанції. І в цьому випадку також причиною став ланцюг випадковостей. Станція була надійно захищена від землетрусів та цунамі, які не рідкість на Японському узбережжі. Мало хто міг припустити, що обидві ці події відбудуться одночасно. Принцип роботи генератора АЕС «Фукусіма» передбачав використання зовнішніх джерел енергії для підтримки у працездатності всього комплексу безпеки. Це розумний захід, оскільки отримати енергію від самої станції в процесі аварії було б важко. Через землетрус та цунамі всі ці джерела вийшли з ладу, через що реактори розплавилися і сталася катастрофа. Наразі проводяться заходи щодо усунення збитків. За оцінками фахівців, це піде ще близько 40 років.

Незважаючи на всю свою ефективність, атомна енергія досі залишається досить дорогою, адже принципи роботи парогенератора АЕС та інших її компонентів передбачає величезні витрати на будівництво, які потрібно окупити. Зараз електрика від вугілля та нафти поки що обходиться дешевше, але ці ресурси вже в найближчі десятиліття закінчаться, і протягом наступних кількох років атомна енергія обходитиметься дешевше, ніж будь-що. На даний момент екологічно чиста електрика з альтернативних джерел енергії (вітряні та сонячні електростанції) коштує приблизно в 20 разів дорожче.

Вважається, що принцип роботи АЕС не дозволяє будувати такі станції швидко. Це не правда. На зведення середньостатистичного об'єкта такого типу йде приблизно 5 років.

Станції добре захищені як від потенційних викидів радіації, а й більшості зовнішніх чинників. Наприклад, якби терористи замість веж-близнюків вибрали будь-яку АЕС, то вони змогли б завдати лише мінімальної шкоди навколишній інфраструктурі, що ніяк не вплине на роботу реактора.

Підсумки

Принцип роботи АЕС мало відрізняється від принципів роботи більшості інших традиційних електростанцій. Всюди використовується енергія пари. У гідроелектростанціях застосовується напір поточної води, і навіть у тих моделях, які працюють від енергії сонця, також використовується рідина, що нагрівається до кипіння і обертає турбіни. Єдиний виняток із цього правила – вітряні станції, в яких лопаті крутяться за рахунок руху повітряних мас.

Атомна електростанція та її пристрій:

Атомна електростанція (АЕС)- Це ядерна установка, призначенням якої є вироблення електричної енергії.

– машина для виконання навантажень палива(Перевантажувальна машина).

Робота цього обладнання контролюється персоналом – операторами, які використовують із цією метою блоковий щит управління.

Ключовий елемент реактора - зона, що знаходиться в бетонній шахті. У ньому також передбачена система, що забезпечує управління та захисні функції; з її допомогою можна вибирати режим, у якому має проходити керована ланцюгова реакція поділу. Система забезпечує аварійний захист, що дозволяє оперативно припинити реакцію у разі виникнення позаштатної ситуації.

У другій будівлі АЕСзнаходиться турбінний зал, в якому розташовуються турбіна та парогенератори. Крім того, є корпус, в якому перевантажується ядерне паливо та зберігається відпрацьоване ядерне паливо у спеціально передбачених басейнах.

На території атомної станціїрозташовуються конденсатори, а також градирні, охолоджувальний ставок і бризкальний басейн, що є компонентами оборотної системи охолодження. Градирнями називаються вежі, виконані з бетону і формою нагадують усічений конус; як ставка може служити природна або штучна водойма. АЕСобладнана високовольтними лініями електропередач, що тягнуться за межі її території.

Будівництво першої у світі атомної електростанціїбуло розпочато 1950 року у Росії завершено чотири роки по тому. Для здійснення проекту було обрано територію неподалік сел. Обнінського (Калузька область).

Проте вперше виробляти електроенергію почали у Сполучених Штатах Америки у 1951 році; Перший успішний випадок її отримання був зафіксований у штаті Айдахо.

У сфері виробництва електроенергіїлідирують США, де щорічно виробляється понад 788 млрд кВт/год. До списку лідерів за обсягами виробітку також входять Франція, Японія, Німеччина та Росія.

Принцип роботи атомної електростанції:

Вироблення енергії відбувається за допомогою реактора, у якому відбувається процес розподілу ядер. При цьому здійснюється розпад важкого ядра на два уламки, які, перебуваючи в дуже збудженому стані, випромінюють нейтрони (та ін частинки). Нейтрони, своєю чергою, викликають нові процеси поділу, у яких випромінюється ще більше нейтронів. Цей безперервний процес розпаду називається ланцюгової ядерної реакції, характерною особливістю якої є виділення великої кількості енергії. Виробництво цієї енергії є метою роботи атомної електростанції(АЕС).

Виробничий процес включає наступні етапи:

1. 1. перетворення ядерної енергії на теплову;
2. 2. перетворення теплової енергії на механічну;
3. 3. перетворення механічної енергії на електричну.

На першому етапі в реакторвиконується завантаження ядерного палива(Уран-235) для запуску контрольованої ланцюгової реакції. Паливо вивільняє теплові чи повільні нейтрони, що призводить до виділення значної кількості тепла. Для відведення тепла активної зони реактора використовується теплоносій, який пропускається через весь обсяг активної зони. Він може мати рідку чи газоподібну форму. Теплова енергія, що утворюється, служить надалі для генерації пари в парогенераторі (теплообміннику).

З другого краю етапі здійснюється подача пари в турбогенератор. Тут відбувається перетворення теплової енергії пари на механічну – енергію обертання турбіни.

На третьому етапі за допомогою генератора відбувається перетворення механічної енергії обертання турбіни в електричну, яка далі прямує до споживачів.

Класифікація атомних електростанцій:

Атомні електростанціїкласифікуються на кшталт діючих у яких реакторів. Виділяються два основні види АЕС:

– з реакторами, що застосовують у роботі теплові нейтрони (водо-водяний ядерний реактор, киплячий водо-водяний реактор, важководний ядерний реактор, графіто-газовий ядернийреактор, графіто-водний ядерний реактор та ін. реактори на теплових нейтронах);

- З реакторами, що використовують швидкі нейтрони (реактори на швидких нейтронах).

Відповідно до виду енергії, що виробляється, розрізняють два види атомних електростанцій :

– АЕСдля електроенергії;

– АТЭЦ – атомні теплоелектроцентралі, призначенням яких є вироблення як електричної, а й теплової енергії .

Одно-, дво- та триконтурні реактори атомної електростанції:

Реактор атомної станціїбуває одно-, дво- чи триконтурним, що має відбивається на схемі роботи теплоносія – вона може мати, відповідно, один, два або три контури. У нашій країні найбільш поширеними є станції, оснащені двоконтурними водо-водяними енергетичними реакторами (ВВЕР). За даними Росстату, на сьогоднішній день у Росії працює 4 АЕСз 1-контурними реакторами, 5 – з 2-контурними та одна – з 3-контурним реактором.

Атомні електростанції з одноконтурним реактором:

Атомні електростанціїцього типу – з одноконтурним реактором оснащені реакторами типу РБМК-1000. У блоці розміщуються реактор, дві конденсаційні турбіни та два генератори. Високі робочі температури реактора дозволяють йому одночасно виконувати функцію парогенератора, завдяки чому стає можливим використовувати одноконтурну схему. Перевагою останньої є порівняно простий принцип роботи, проте через її особливості досить складно забезпечити захист від радіації. Це зумовлено тим, що при застосуванні цієї схеми вплив радіоактивного випромінювання піддаються всі елементи блоку.

Атомні електростанції з двоконтурним реактором:

Двоконтурна схема використовується на АЕСз реакторами, що належать до типу ВВЕР. Принцип роботи цих станцій наступний: активну зону реактора під тиском здійснюється подача теплоносія, в якості якого виступає вода. Відбувається її нагрівання, після чого вона надходить до теплообмінника (парогенератора), де нагріває до кипіння воду другого контуру. Радіація випромінюється лише першим контуром, другий немає радіоактивних властивостей. Пристрій блоку включає генератор, а також одну або дві конденсаційних турбіни (у першому випадку потужність турбінискладає 1000 мегават, у другому - 2 х 500 мегават).

Передовою розробкою у сфері двоконтурних реакторів є модель ВВЕР-1200, запропонована концерном «Росенергоатом». Вона розроблена на базі модифікацій реактора ВВЕР-1000, які виготовлялися на замовлення з-за кордону в 90-х роках. та у перших роках поточного тисячоліття. У новій моделі покращено всі параметри попередника та передбачено додаткові системи безпеки для зниження ризику виходу радіоактивного випромінювання з герметичного відділення реактора. Нова розробка має низку переваг - її потужність вища на 20% в порівнянні з попередньою моделлю, КІУМ досягає 90%, вона здатна працювати протягом півтора року без перевантаження палива(Звичайні терміни становлять 1 рік), її експлуатаційний період дорівнює 60 рокам.

Атомні електростанції з триконтурним реактором:

Триконтурна схема використовується на атомних електростанціяхз реакторами типу БН (швидкий натрієвий). Робота таких реакторів заснована на швидких нейтронах, як теплоносій використовується радіоактивний рідкий натрій. Для виключення його контакту з водою конструкції реактора передбачений додатковий контур, в якому використовується натрій без радіоактивних властивостей; це забезпечує триконтурний тип схеми.

Сучасний 3-контурний реактор БН-800, розроблений у 80-х – 90-х роках минулого століття, забезпечив Росії передові позиції у галузі виробництва швидких реакторів. Його ключовою особливістю є захищеність від впливів, що виникають зсередини або ззовні. У цій моделі зведений до мінімуму ризик виникнення аварії, за якої розплавляється активна зона і в ході переробки опроміненого ядерного палива виділяється плутоній.

У реакторі можуть застосовуватися різні види палива - звичайні з окисом урану або МОКС-паливо на основі урану і

Атомна електростанція (АЕС)

електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється на електричну. Генератор енергії на АЕС є атомний реактор (див. Ядерний реактор). Тепло, яке виділяється в реакторі в результаті ланцюгової реакції поділу ядер деяких важких елементів, потім так само, як і на звичайних теплових електростанціях (ТЕС), перетворюється на електроенергію. На відміну від ТЕС, що працюють на органічному паливі, АЕС працює на ядерному паливі (в основному 233 U, 235 U. 239 Pu). При розподілі 1 гізотопів урану або плутонію вивільняється 22 500 квт год,що еквівалентно енергії, що міститься в 2800 кгумовного палива. Встановлено, що світові енергетичні ресурси ядерного пального (уран, плутоній та ін.) суттєво перевищують енергоресурси природних запасів органічного палива (нафта, вугілля, природний газ та ін.). Це відкриває широкі перспективи задоволення швидко зростаючих потреб у паливі. Крім того, необхідно враховувати обсяг споживання вугілля і нафти, що все збільшується, для технологічних цілей світової хімічної промисловості, яка стає серйозним конкурентом теплових електростанцій. Незважаючи на відкриття нових родовищ органічного палива та вдосконалення способів його видобутку, у світі спостерігається тенденція до віднесення збільшення його вартості. Це створює найважчі умови для країн, які мають обмежені запаси палива органічного походження. Очевидною є необхідність найшвидшого розвитку атомної енергетики, яка вже займає помітне місце в енергетичному балансі низки промислових країн світу.

Перша у світі АЕС дослідно-промислового призначення ( Мал. 1 ) потужністю 5 МВтбула пущена в СРСР 27 червня 1954 р. в Обнінську. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці, який отримав визнання на 1-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).

У 1958 була введена в експлуатацію перша черга Сибірської АЕС потужністю 100 МВт(повна проектна потужність 600 МВт). У тому ж році розгорнулося будівництво Білоярської промислової АЕС, а 26 квітня 1964 року генератор 1-ї черги (блок потужністю 100 МВт) видав струм у Свердловську енергосистему, 2-й блок потужністю 200 МВтзданий в експлуатацію у жовтні 1967. Відмінна риса Білоярської АЕС - перегрів пари (до отримання необхідних властивостей) у ядерному реакторі, що дозволило застосувати у ньому звичайні сучасні турбіни майже без будь-яких переробок.

У вересні 1964 був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 МВт.Собівартість 1 квт-годелектроенергії (найважливіший економічний показник роботи будь-якої електростанції) на цій АЕС систематично знижувалася: вона становила 1,24 коп. 1965, 1,22 коп. 1966, 1,18 коп. 1967, 0,94 коп. 1968. Перший блок Нововоронезької АЕС був побудований не тільки для промислового користування, але і як демонстраційний об'єкт для показу можливостей та переваг атомної енергетики, надійності та безпеки роботи АЕС. У листопаді 1965 р. в м. Мелекессе Ульяновської області вступила в дію АЕС з водо-водяним реактором. "киплячого" типу потужністю 50 МВт,реактор зібраний за одноконтурною схемою, що полегшує компонування станції. У грудні 1969 року було пущено другий блок Нововоронезької АЕС (350 МВт).

За кордоном перша АЕС промислового призначення потужністю 46 МВтбула введена в експлуатацію в 1956 році в Колдер-Холлі (Англія). Через рік вступила в дію АЕС потужністю 60 МВту Шиппінгпорті (США).

Принципова схема АЕС з ядерним реактором, що має водяне охолодження, наведена на Мал. 2 . Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою (теплоносієм) 1-го контуру, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора надходить у теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане реакторі, воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і пара, що утворюється, надходить в турбіну 4.

Найчастіше на АЕС застосовуються 4 типи реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні зі звичайною водою як сповільнювач і теплоносій; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм та графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач; 4) графіто-газові з газовим теплоносієм та графітовим сповільнювачем.

Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається головним чином накопиченим досвідом у реакторобудуванні, а також наявністю необхідного промислового обладнання, сировинних запасів і т. д. У СРСР будують головним чином графітоводні та водоводяні реактори. На АЕС США найбільшого поширення набули водо-водяні реактори. Графіто-газові реактори використовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС із важководними реакторами.

Залежно від виду та агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної межі термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне пальне, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносія, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС, тепловий реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати відносно економічніші цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС у цих двох випадках виконується 2-контурною: у 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур – пароводяний. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичена пара прямує або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву ( Мал. 3 ). У високотемпературних графіто-газових реакторах можливе застосування традиційного газотурбінного циклу. Реактор у разі виконує роль камери згоряння.

При роботі реактора концентрація ізотопів, що діляться, в ядерному паливі поступово зменшується, тобто ТВЕЛи вигоряють. Тому згодом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів та пристроїв з дистанційним керуванням. ТВЕЛи, що відпрацювали, переносять у басейн витримки, а потім направляють на переробку.

До реактора і обслуговуючих його систем відносяться: власне реактор з біологічним захистом, Теплообмінник, Насоси або газодувні установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи та арматура циркуляційного контуру; пристрої для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолодження та ін.

Залежно від конструктивного виконання реактори мають відмінні риси: в корпусних реакторах ТВЕЛи і сповільнювач розташовані всередині корпусу, що несе повний тиск теплоносія; в канальних реакторах ТВЕЛи, що охолоджуються теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, що пронизують сповільнювач, укладений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Білоярська АЕС та ін.).

Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічним захистом, основним матеріалом для якого є бетон, вода, серпентиновий пісок. Устаткування реакторного контуру має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільностей та розривів контуру не призводила до радіоактивних викидів та забруднення приміщень АЕС та навколишньої місцевості. Обладнання реакторного контуру зазвичай встановлюють у герметичних боксах, які відокремлені від інших приміщень АЕС біологічним захистом і під час роботи реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість пар теплоносія, обумовлене наявністю протікання з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спеціальною системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри та газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС слідкує служба дозиметричного контролю.

При аваріях у системі охолодження реактора для виключення перегріву та порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кількох секунд) глушення ядерної реакції; аварійна система охолодження має автономні джерела живлення.

Наявність біологічного захисту, систем спеціальної вентиляції та аварійного розхолодження та служби дозиметричного контролю дозволяє повністю убезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.

Обладнання машинного залу АЕС аналогічне до обладнання машинного залу ТЕС. Відмінна риса більшості АЕС - використання пари порівняно низьких параметрів, насиченої або слабоперегрітої.

При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частинками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють пристрої, що сепарують. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів та проміжних перегрівачів пари. У зв'язку з тим що теплоносій і домішки, що містяться в ньому при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення обладнання машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС має повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС із високими параметрами пари подібних вимог до обладнання машинного залу не пред'являються.

До специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива протяжність комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів та конструкцій реактора, що несуть, надійна організація вентиляції приміщень. на Мал. показаний розріз головного корпусу Білоярської АЕС з канальним графітоводним реактором. У реакторному залі розміщено: реактор з біологічним захистом, запасні ТВЕЛи та апаратура контролю. АЕС скомпонована за блочним принципом реактор – турбіна. У машинному залі розташовані турбогецератори та системи, що їх обслуговують. Між машинним та реакторним залами розміщено допоміжне обладнання та системи управління станцією.

Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд, енергонапруженість активної зони, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС протягом року. Зі зростанням потужності АЕС питомі капіталовкладення в неї (вартість встановленого квт) знижуються різкіше, ніж це має місце для ТЕС. У цьому головна причина прагнення спорудити великі АЕС з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової у собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%). Тому великі АЕС найбільш поширені у промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС невеликої потужності - у важкодоступних чи віддалених районах, наприклад АЕС у сел. Білібіно (Якутська АРСР) з електричною потужністю типового блоку 12 МВт.Частина теплової потужності реактора цієї АЕС (29 МВт) витрачається на теплопостачання. Поряд із виробленням електроенергії АЕС використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС (Казахська РСР) електричною потужністю 150 МВтрозрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 тводи з Каспійського моря.

У більшості промислово розвинених країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН, Японія, НДР та ін.) за прогнозами потужність діючих АЕС, що будуються, до 1980 буде доведена до десятків ГВт.За даними Міжнародного атомного агентства ООН, опублікованими в 1967, встановлена ​​потужність усіх АЕС у світі до 1980 сягне 300 ГВт.

У Радянському Союзі здійснюється широка програма введення в дію великих енергетичних блоків (до 1000 МВт) із реакторами на теплових нейтронах. У 1948-49 було розпочато роботи з реакторів на швидких нейтронах для промислових АЕС. Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дає можливість використовувати не тільки 235 U, а й сировинні матеріали 238 і 232 Th. Крім того, реактори на швидких нейтронах не містять сповільнювача, мають порівняно малі розміри та велике завантаження. Цим і пояснюється прагнення інтенсивного розвитку швидких реакторів у СРСР. Для досліджень з швидких реакторів були послідовно споруджені експериментальні та дослідні реактори БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Отриманий досвід зумовив перехід від досліджень модельних установок до проектування та спорудження промислових АЕС на швидких нейтронах (БН-350) у Шевченку та (БН-600) на Білоярській АЕС. Ведуться дослідження реакторів для потужних АЕС, наприклад, у м. Мелекессе побудований дослідний реактор БОР-60.

Великі АЕС споруджуються й у ряді країн (Індія, Пакистан та інших.).

На 3-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (1964, Женева) було зазначено, що широке освоєння ядерної енергії стало ключовою проблемою більшості країн. 7-а Світова енергетична конференція (МІРЕК-VII), що відбулася в Москві в серпні 1968 року, підтвердила актуальність проблем вибору напряму розвитку ядерної енергетики на наступному етапі (умовно 1980-2000), коли АЕС стане одним з основних виробників електроенергії.

Літ.:Деякі питання ядерної енергетики. Зб. ст., за ред. М. А. Стиріковича, М., 1959; Канаєв А. А., Атомні енергетичні установки, Л., 1961; Калафаті Д. Д., Термодинамічні цикли атомних електростанцій, М.-Л., 1963; 10 років Першої у світі атомної електростанції СРСР. [Зб. ст.], М., 1964; Радянська атомна наука та техніка. [Збірник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомна енергетика наших днів, М., 1968.

С. П. Кузнєцов.

Велика Радянська Енциклопедія. - М: Радянська енциклопедія. 1969-1978 .

Дивитись що таке "Атомна електростанція" в інших словниках:

Електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється на електричну енергію. Генератором енергії на АЕС є атомний реактор. Синоніми: АЕС Див. також: Атомні електростанції Електростанції Ядерні реактори Фінансовий словник… … Фінансовий словник

- (АЕС) електростанція, де ядерна (атомна) енергія перетворюється на електричну. На АЕС тепло, що виділяється в ядерному реакторі, використовується для отримання водяної пари, що обертає турбогенератор. 1 я у світі АЕС потужністю 5 МВт була… Великий Енциклопедичний словник

Атомна електростанція (АЕС) - комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції.

Як поширене паливо для атомних електростанцій застосовується уран. Реакція поділу здійснюється в основному блоці атомної електростанції - ядерному реакторі.

Реактор змонтований у сталевому корпусі, розрахованому на високий тиск – до 1,6 х 107 Па, або 160 атмосфер.
Основними частинами ВВЕР-1000 є:

1. Активна зона, де знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція поділу ядер та виділяється енергія.
2. Відбивач нейтронів, що оточує активну зону.
3. Теплоносій.
4. Система управління захисту (СУЗ).
5. Радіаційний захист.

Теплота в реакторі виділяється за рахунок ланцюгової реакції розподілу ядерного палива під дією теплових нейтронів. При цьому утворюються продукти поділу ядер, серед яких є тверді речовини, і гази - ксенон, криптон. Продукти поділу мають дуже високу радіоактивність, тому паливо (таблетки двоокису урану) поміщають у герметичні цирконієві трубки - ТВЕЛи (теплові виділення елементи). Ці трубки об'єднуються по кілька штук поряд в єдину тепловиділяючу збірку. Для керування та захисту ядерного реактора використовуються регулюючі стрижні, які можна переміщати по всій висоті активної зони. Стрижні виготовляються з речовин, які сильно поглинають нейтрони - наприклад, з бору або кадмію. При глибокому введенні стрижнів ланцюгова реакція стає неможливою, оскільки нейтрони сильно поглинаються та виводяться із зони реакції. Переміщення стрижнів здійснюється дистанційно з пульта керування. При невеликому переміщенні стрижнів ланцюговий процес буде розвиватися або загасати. У такий спосіб регулюється потужність реактора.

Схема станції – двоконтурна. Перший, радіоактивний контур складається з одного реактора ВВЕР 1000 і чотирьох циркуляційних петель охолодження. Другий контур, нерадіоактивний, включає парогенераторну і водоживильну установки і один турбоагрегат потужністю 1030 МВт. Теплоносієм першого контуру є некипляча вода високої чистоти під тиском 16 МПа з додаванням розчину борної кислоти - сильного поглинача нейтронів, що використовується для регулювання потужності реактора.

1. Головними циркуляційними насосами вода прокачується через активну зону реактора, де вона нагрівається до температури 320 градусів за рахунок тепла, що виділяється при ядерній реакції.
2. Нагрітий теплоносій віддає свою теплоту воді другого контуру (робочому тілу), випаровуючи в парогенераторе.
3. Охолоджений теплоносій знову надходить у реактор.
4. Парогенератор видає насичену пару під тиском 6,4 МПа, яка подається до парової турбіни.
5. Турбіна приводить у рух ротор електрогенератора.
6. Відпрацьована пара конденсується в конденсаторі і знову подається до парогенератора конденсатним насосом. Для підтримки постійного тиску контуру встановлений паровий компенсатор обсягу.
7. Теплота конденсації пари відводиться з конденсатора циркуляційною водою, яка подається живильним насосом із ставка охолоджувача.
8. І перший, і другий контур реактора герметичні. Це забезпечує безпеку роботи реактора для персоналу та населення.

У разі неможливості використання великої кількості води для конденсації пари замість використання водосховища вода може охолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях).

Безпека та екологічність роботи реактора забезпечуються жорстким виконанням регламенту (правил експлуатації) та великою кількістю контрольного обладнання. Все воно призначене для продуманого та ефективного керування реактором.
Аварійний захист ядерного реактора - сукупність пристроїв, призначена для припинення ланцюгової ядерної реакції в активній зоні реактора.

Активний аварійний захист автоматично спрацьовує при досягненні одним із параметрів ядерного реактора значення, яке може призвести до аварії. Як такі параметри можуть виступати: температура, тиск і витрата теплоносія, рівень та швидкість збільшення потужності.

Виконавчими елементами аварійного захисту є, як правило, стрижні з речовиною, що добре поглинає нейтрони (бором або кадмієм). Іноді для зупинки реактора рідкий поглинач впорскують контур теплоносія.

Додатково до активного захисту, багато сучасних проектів включають також елементи пасивного захисту. Наприклад, сучасні варіанти реакторів ВВЕР включають "Систему аварійного охолодження активної зони" (САОЗ) - спеціальні баки з борною кислотою, що знаходяться над реактором. У разі максимальної проектної аварії (розриву першого контуру охолодження реактора), вміст цих баків самопливом виявляються всередині активної зони реактора і ланцюгова ядерна реакція гаситься великою кількістю речовини, що містить бор, що добре поглинає нейтрони.

Згідно з "Правилами ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій", принаймні одна з передбачених систем зупинки реактора має виконувати функцію аварійного захисту (АЗ). Аварійний захист повинен мати щонайменше дві незалежні групи робочих органів. За сигналом АЗ робочі органи АЗ повинні приводитися з будь-яких робочих чи проміжних положень.
Апаратура АЗ повинна складатися щонайменше з двох незалежних комплектів.

Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у діапазоні зміни щільності нейтронного потоку від 7 до 120% номінального забезпечувався захист:
1. За щільністю нейтронного потоку - щонайменше трьома незалежними каналами;
2. За швидкістю наростання щільності нейтронного потоку - щонайменше трьома незалежними каналами.

Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у всьому діапазоні зміни технологічних параметрів, встановленому в проекті реакторної установки (РУ), забезпечувався аварійний захист не менше ніж трьома незалежними каналами за кожним технологічним параметром, яким необхідно здійснювати захист.

Керуючі команди кожного комплекту для виконавчих механізмів АЗ повинні передаватися мінімум двома каналами. При виведенні роботи одного каналу в одному з комплектів апаратури АЗ без виведення даного комплекту з роботи для цього каналу повинен автоматично формуватися аварійний сигнал.

Спрацювання аварійного захисту має відбуватися як мінімум у таких випадках:
1. При досягненні уставки АЗ за густиною нейтронного потоку.
2. При досягненні уставки АЗ за швидкістю наростання щільності нейтронного потоку.
3. При зникненні напруги у будь-якому не виведеному з роботи комплекті апаратури АЗ та шинах електроживлення СУЗ.
4. При відмові будь-яких двох із трьох каналів захисту за щільністю нейтронного потоку або за швидкістю наростання нейтронного потоку в будь-якому не виведеному з роботи комплекті апаратури АЗ.
5. При досягненні уставок АЗ технологічними параметрами, якими необхідно здійснювати захист.
6. Під час ініціювання спрацьовування АЗ від ключа з блокового пункту управління (БПУ) або резервного пункту управління (РПУ).

Матеріал підготовлений інтернет-редакцією www.rian.ru на основі інформації РІА Новини та відкритих джерел