Az egyik legtöbb globális problémák az emberiség energia. Polgári infrastruktúra, ipar, fegyveres erők – mindehhez hatalmas mennyiségű elektromos áramra van szükség, és ennek előállításához évente rengeteg ásványt különítenek el. A probléma az, hogy ezek a források nem végtelenek, és most, amíg többé-kevésbé stabil a helyzet, a jövőre kell gondolnunk. Nagy reményeket fűztek az alternatív, tiszta elektromossághoz, azonban, mint a gyakorlat mutatja, a végeredmény korántsem kívánatos. A nap- vagy szélerőművek költségei óriásiak, az energia mennyisége minimális. Éppen ezért az atomerőműveket tekintik a legígéretesebb lehetőségnek a további fejlesztésre.

Atomerőmű története

Az atomok villamosenergia-termelésre való felhasználásával kapcsolatos első ötletek a Szovjetunióban a XX. század 40-es éveiben jelentek meg, közel 10 évvel azelőtt, hogy ezen az alapon létrehozták volna saját tömegpusztító fegyvereiket. 1948-ban kidolgozták az atomerőművek működési elvét, és ezzel egy időben a világon először lehetett atomenergiából táplálni eszközöket. 1950-ben az Egyesült Államok befejezi egy kis építmény építését nukleáris reaktor, amely akkoriban a bolygó egyetlen ilyen típusú erőművének tekinthető. Igaz, kísérleti jellegű volt, és mindössze 800 watt teljesítményt produkált. Ezzel egy időben a Szovjetunió lefektette a világ első teljes értékű atomerőművét, bár üzembe helyezése után még mindig nem termelt ipari méretekben villamos energiát. Ezt a reaktort inkább a technológia csiszolására használták.

Ettől a pillanattól kezdve megkezdődött az atomerőművek tömeges építése szerte a világon. A "versenyben" a hagyományos vezetők, az USA és a Szovjetunió mellett az első reaktorok megjelentek:

• 1956 – Egyesült Királyság.
• 1959 – Franciaország.
• 1961 – Németország.
• 1962 – Kanada.
• 1964 – Svédország.
• 1966 – Japán.

Az épülő atomerőművek száma folyamatosan nőtt, egészen a csernobili katasztrófáig, ami után az építkezés elkezdett lefagyni, és fokozatosan sok ország elkezdett felhagyni az atomenergiával. Jelenleg elsősorban Oroszországban és Kínában jelennek meg új ilyen erőművek. Egyes országok, amelyek korábban másfajta energiafajtákra való átállást terveztek, fokozatosan visszatérnek a programba, és a közeljövőben újabb ugrásszerű atomerőművek építése lehetséges. Ez az emberiség fejlődésének kötelező szakasza, legalábbis addig, amíg más hatékony energiatermelési lehetőségeket nem találnak.

Az atomenergia jellemzői

A legfontosabb plusz a hatalmas mennyiségű energia előállítása minimális üzemanyag-fogyasztás mellett, szinte szennyezés nélkül. Az atomerőműben az atomreaktor működési elve egy egyszerű gőzgépen alapul, és fő elemként vizet használ (nem számítva magát az üzemanyagot), ezért környezetvédelmi szempontból a kár minimális. Az ilyen típusú erőművek potenciális veszélye erősen eltúlzott. A csernobili katasztrófa okait még nem sikerült megbízhatóan megállapítani (erről lentebb), ráadásul a vizsgálat során összegyűjtött összes információ lehetővé tette a meglévő állomások korszerűsítését, megszüntetve a sugárkibocsátás valószínűtlen lehetőségeit is. Az ökológusok néha azt mondják, hogy az ilyen állomások erős hőszennyezési források, de ez sem teljesen igaz. Valójában a szekunder körből származó meleg víz belép a víztestekbe, de leggyakrabban ezek mesterséges változatait használják, amelyeket kifejezetten erre a célra hoztak létre, és más esetekben az ilyen hőmérséklet-emelkedés aránya nem hasonlítható össze más energiaforrásokból származó szennyezéssel.

Üzemanyag probléma

Az atomerőművek népszerűségében nem az utolsó szerepet az üzemanyag - urán-235 - játssza. Sokkal kevesebbet igényel, mint bármely más faj egyidejű hatalmas energiafelszabadulása mellett. Az atomerőművi reaktor működési elve magában foglalja ennek a tüzelőanyagnak a használatát speciális „pirulák” formájában, amelyeket rudakba helyeznek. Valójában az egyetlen nehézség ebben az esetben egy ilyen forma létrehozása. Ennek ellenére a közelmúltban kezdtek megjelenni olyan információk, hogy a világ jelenlegi tartalékai sem lesznek sokáig elegendőek. De ez már biztosított. A legújabb háromhurkos reaktorok urán-238-cal működnek, ami nagyon bőséges, és az üzemanyaghiány-probléma hosszú időre megszűnik.

A kétkörös atomerőmű működési elve

Mint fentebb említettük, hagyományos gőzgépen alapul. Röviden, az atomerőmű működési elve az, hogy a primer körből vizet melegítenek, ami viszont a szekunder kör vizét gőz állapotba melegíti. Benyúlik a turbinába, forgatja a lapátokat, aminek következtében a generátor áramot termel. A „hulladék” gőz belép a kondenzátorba, és újra vízzé alakul. Így gyakorlatilag zárt ciklust kapunk. Elméletileg mindez még egyszerűbben is működhetne, ha csak egy áramkört használunk, de ez már tényleg nem biztonságos, hiszen a benne lévő víz elméletileg szennyeződhet, ami kizárt a rendszerszabvány alkalmazásakor a legtöbb kettős atomerőműnél. egymástól elszigetelt vízciklusok.

A háromhurkos atomerőmű működési elve

Ezek már korszerűbb erőművek, amelyek urán-238-cal működnek. Tartalékai a világ összes radioaktív elemének több mint 99%-át teszik ki (ezért a hatalmas felhasználási kilátások). Egy ilyen típusú atomerőmű működési és tervezési elve már három áramkör jelenléte és a folyékony nátrium aktív felhasználása. Általában minden nagyjából ugyanaz marad, de kisebb kiegészítésekkel. A közvetlenül a reaktorból felmelegített primer körben ez a folyékony nátrium magas hőmérsékleten kering. A második kört az elsőtől melegítjük, és ugyanazt a folyadékot használja, de nem olyan forrón. És csak ezután, már a harmadik körben vizet használnak, amelyet a másodikból a gőz állapotába melegítenek, és forgatják a turbinát. A rendszer technológiailag bonyolultabbnak bizonyul, de egy ilyen atomerőművet csak egyszer kell építeni, és akkor már csak élvezni kell a munka gyümölcsét.

Csernobil

A feltételezések szerint a csernobili atomerőmű működési elve vált a katasztrófa fő okozójává. Hivatalosan két verzió létezik a történtekről. A probléma egytől egyig a reaktorüzemeltetők helytelen intézkedései miatt merült fel. A második szerint - az erőmű sikertelen tervezése miatt. A csernobili atomerőmű működési elvét azonban más, a mai napig megfelelően működő ilyen típusú erőművekben is alkalmazták. Van egy vélemény, hogy a balesetek láncolata történt, amelyet szinte lehetetlen megismételni. Ez egy kis földrengés azon a területen, egy kísérlet egy reaktorral, kisebb problémák a tervezésben, és így tovább. Ez együttesen okozta a robbanást. Mindazonáltal az ok, ami miatt hirtelen megnőtt a reaktor teljesítménye, amikor nem lett volna szabad, még mindig ismeretlen. Egy esetleges szabotázsról még vélemény is volt, de a mai napig nem sikerült bizonyítani semmit.

Fukushima

Ez egy újabb példa egy atomerőművet érintő globális katasztrófára. És ebben az esetben is a balesetek láncolata volt az ok. Az állomást megbízhatóan védték a földrengésektől és szökőároktól, amelyek nem ritkák a japán tengerparton. Kevesen gondolhatták volna, hogy ez a két esemény egyszerre fog bekövetkezni. A fukusimai atomerőmű generátorának működési elve külső energiaforrások felhasználását feltételezte a teljes biztonsági komplexum üzemben tartásához. Ez ésszerű intézkedés, mivel a baleset során nehéz lenne energiát nyerni magáról az állomásról. A földrengés és a szökőár miatt ezek a források kimentek, emiatt a reaktorok megolvadtak és katasztrófa következett be. A károk helyreállítására most intézkednek. A szakértők szerint ez még 40 évig tart.

Az atomenergia minden hatékonysága ellenére még mindig meglehetősen drága, mert az atomerőművi gőzfejlesztő és egyéb alkatrészeinek működési elvei hatalmas építési költségeket vonnak maguk után, amelyeket meg kell téríteni. Most még mindig olcsóbb a szénből és olajból származó villamos energia, de ezek az erőforrások a következő évtizedekben elfogynak, és a következő néhány évben az atomenergia mindennél olcsóbb lesz. Jelenleg az alternatív energiaforrásokból (szél- és naperőművekből) származó tiszta villamos energia körülbelül 20-szor többe kerül.

Úgy gondolják, hogy az atomerőművek működési elve nem teszi lehetővé az ilyen erőművek gyors építését. Ez nem igaz. Egy átlagos ilyen típusú objektum megépítése körülbelül 5 évig tart.

Az állomások nemcsak az esetleges sugárzások ellen, hanem a legtöbb külső tényező ellen is tökéletesen védettek. Például, ha a terroristák az ikertornyok helyett bármelyik atomerőművet választanák, akkor a környező infrastruktúrában csak minimális kárt tudnának okozni, ami a reaktor működését semmilyen módon nem befolyásolná.

Eredmények

Az atomerőművek működési elve gyakorlatilag megegyezik a legtöbb hagyományos erőmű működési elvével. A gőzenergiát mindenhol felhasználják. A vízerőművek az áramló víz nyomását használják, sőt a napenergiával működő modellek is forrásig melegített, turbinákat forgató folyadékot használnak. E szabály alól csak a szélerőművek képeznek kivételt, amelyekben a lapátok a légtömegek mozgása miatt forognak.

Atomerőmű fő hődiagramjaösszehoz technológiai sémák az előző fejezetekben tárgyalt atomerőmű-rendszerbe tartozó létesítmények. Csak a fő létesítményeket tartalmazza - reaktor, gőzgenerátor, gőzturbina, kondenzációs és kondenzátum betáplálás

útvonalon a létesítményeket egységes technológiai rendszerré összekötő fővezetékek a vázlatos diagramra kerültek, nyilak jelzik a gőz és kondenzátum áramlási irányát a vezetékeken.

Függetlenül a bekapcsolt fő- és segédegységek számától a hődiagramon ugyanaz a típusú berendezés csak egyszer látható hanem mindennel elemek sorozatban: például egy atomerőműben több turbina beépítésekor a kapcsolási rajzon csak egy szerepel; a csővezetékek csak egy vonallal mutatnak a főáramlás irányába, függetlenül a párhuzamos áramlások számától, a csővezetékek közötti keresztkötések nélkül az egyes egységekhez, ha vannak ilyenek, és segédcsővezetékek nélkül, például vízelvezető tartályokkal, használati vízrendszerekkel stb. Számos, a csővezetékben lévő vagy magukra az egységekre szerelt idomokat szintén nem alkalmazzák, az egyetlen kivétel az alapvető fontosságú szerelvények, például a vezérlőszelepek 21 (15.1. ábra) és 3 (lásd 15.3. ábra).

Az elvi hődiagram az atomerőmű termikus számításának alapja, különféle problémák megoldása, például műszaki megbízás kiadása egy turbóépítő üzem számára új gép tervezésére, a fő blokkok teljesítményének és paramétereinek megválasztása, az atomerőmű termikus hatásfoka a kondenzátorban lévő vákuum gyári számításától eltérő körülmények között stb. Az egyes opciókhoz készített kapcsolási rajz előzetes számítás tárgyát képezi, amely alapján a fő jellemzők tisztázhatók berendezés: a regeneratív fűtés leggazdaságosabb elosztása fokozatonként, a fűtési fokozatok száma, a légtelenítő nyomása stb. A fent felsorolt ​​feladatokból és a Ch. A 3. ábrából az következik, hogy a termikus séma számítása és annak különböző változatai gyakorlatilag csak a turbinaműre vonatkoznak. Ezért az alábbi atomerőmű sematikus diagramok az állomás gőzturbinás részének hődiagramjaként szerepelnek.

ábrán A 15.1. ábra egy VVER-440-es kétkörös atomerőmű gőzturbinás részének sematikus hődiagramját mutatja. Ezen az atomerőműben két K-220-44-es turbina van felszerelve, de mivel a termikus séma elvileg az 1. ábrán látható. A 15.1. ábrán csak egy turbina látható, bár a turbinának két kétáramú LPC van, az ábra egyetlen LPC-nek csak egy áramát mutatja.

A turbinás elszívások gőzparaméterei a 2. ábráról vehetők át. 8.1a. A CPC és az LPC közé egy elválasztó és egy kétfokozatú utánmelegítő van felszerelve. Mindegyik turbinán kettő van, de a 2. ábrán. 15.1 mutat egyet, mivel a kapcsolási rajz; a túlhevítő második fokozatát friss gőzzel táplálják.

1 2 - turbina szelepszárainak tömítése; 3 - turbina tengelytömítés; 4 - TsSD turbina; 5 6 - LPC turbina; 7 8 - fűtési rendszer szivattyú; 9 - turbina kondenzátor; 10 11 - fő kidobó; 12 - tömítéskidobó; 13 - kondenzvíz tisztítás; 14 15 - HDPE; 16 - vízelvezető szivattyú; 17 - vízelvezető hűtő; 18 - légtelenítő; 19 - tápszivattyú elektromos meghajtással; 20 - LDPE; 21 - nyomásszabályozó; 22 23 - BRU-SN; 24 - BRU-K

A turbinaüzem öt gőzkivonattal rendelkezik a CPC-ből (beleértve a CPC utáni extrakciót is) és három gőzelszívást az LPC-ből, összesen nyolc extrakciót. Az első elszívás gőze fűtőként a HPH-3-ba kerül, illetve a második fokozat utómelegítőjének fűtőgőzének kondenzátuma is oda kerül. A második szelekció gőze fűtőgőzként belép a túlhevítő első fokozatába és a HPH-2-be. A harmadik szelekció gőze táplálja a PVD-1 és segédgőzgyűjtő. A segédgőzgyűjtőből az állandó nyomás fenntartása érdekében a szabályozón keresztül áramlik a gőz a légtelenítőbe, valamint a gépházba szerelt gőzsugár-gépbe, speciális vízkezelő párologtatókba (SVO) stb. Van tartalék gőz. a segédgőzgyűjtő ellátása feszültség alatti gőzvezetékekről a BRU saját igényein (BRU-SN) keresztül. A HPH fűtőgőzeinek kondenzátuma szintén kaszkádba kerül a légtelenítőbe. A légtelenítő gőze, mint munkaközeg belép a kilökőkbe - a főbe és a tömítésekbe. A negyedik fokozat szelektív gőzét fűtőgőzként használják

az LPH-5-höz és a hálózati vízmelegítő második fokozatához. (Sajnos továbbra is a "bojler" kifejezést használják a hálózati vízmelegítőkre, ami egyáltalán nem felel meg a folyamat lényegének.) A K-220-44 turbina nem radioaktív gőzzel működik, ezért a hálózati vízmelegítők nem. van egy közbenső áramkör. A nagyobb sugárbiztonság érdekében azonban a fűtési hálózatban a nyomást nagyobbnak kell feltételezni, mint a fűtőgőznél; ábrán látható áramkörhöz. 15.1, a fűtési hálózatban a víznyomást 0,6 - 0,7 MPa-nak feltételezzük, ezért a hőcserélő felület szivárgása esetén a víz áramlása csak a fűtési hálózatból lehetséges a fűtőgőzbe, fordítva nem. .

Az ötödik elszívásból származó gőzt az LPH-4 fűtőközegeként, a hatodik elszívásból származó gőzt pedig az LPH-3-hoz és a hálózati vízmelegítő első fokozatához használják; a hetedik és a nyolcadik szelekció párja a PND-2-ben és a PND-1-ben kerül kiszolgálásra.

A hálózati vízmelegítők fűtőgőzének kondenzátuma a második fokozatból az első fokozatba, majd onnan az LPH-2 házba kerül. Az LPH-5 kondenzátumát az LPH-4-be vezetik, majd onnan egy leeresztő szivattyú szivattyúzza a kondenzátum útjába. Hasonlóan az LPH-3 és az LPH-2 leeresztő sémáját is elkészítették, azonban a hőhatékonyság növelése érdekében az LPH-3 lefolyójára egy lefolyóhűtőt szereltek fel. Az LPH-1 fűtőgőz kondenzátuma a leeresztő hűtőn keresztül a kondenzátorba kerül.

Az LPC után gőz és a demineralizált pótvíz belép a kondenzátorba. A kondenzátor után keletkező kondenzátum áthalad az ejektorok (fő- és tömítések) munkagőzének hűtőjein, és belép a kondenzátumkezelésbe. A turbina kondenzátum áramlásának 100%-a átmegy a kondenzátum tisztításon (15.1. ábra), de a turbinába áramló gőz 100%-a nem, mivel a fűtési gőzkondenzátum (az LPH-1 kivételével) közvetlenül a kondenzátumba jut. takarmányozási útvonal.

Az ejektorok a kondenzvíz tisztítása előtt helyezkednek el, mivel fontos a fő kidobó közelsége a kondenzátorhoz, és az ioncserélő szűrők előtti kondenzátum hőmérsékletének kismértékű emelkedése gyakorlatilag nem változtatja meg a kondenzátum hőmérsékleti rendszerét. művelet. Az ejektorok munkagőzének kondenzátumát a kondenzátorba vezetik: közvetlenül a fő kilökőhöz és a leeresztő tartályon keresztül, majd a kondenzátorba szivattyúzzák a tömítő kilökőhöz.

A turbina hirtelen leállása esetén lehetőség van a megfelelő BRU-n keresztül (a BRU-K-n keresztül) a friss gőzt közvetlenül a kondenzátorba engedni. A diagramon látható a turbinatömítések gőzellátása és azok elszívása is. Mivel a K-220-44 turbina egyáramú TsSD-vel rendelkezik, ez tükröződik a turbina ezen részének tömítésének megszervezésében. Mint minden további modern atomerőmű termikus sémában, a légtelenítő gőzt használják a kilökők, a fő és a tömítések munkaközegeként.

A VVER-1000-es kétkörös Atomerőmű gőzturbinás részének fő hődiagramja és egy 1000 MW teljesítményű kis fordulatszámú turbina az 1. ábrán látható. 15.2. Hősémák az ábrán. A 15.1 és 15.2 általában azonos típusú. Vannak azonban eltérések is. Először is, a VVER-1000 tápszivattyújának meghajtása különbözik, turbóhajtást használnak. ábra sematikus ábráján. A 15.2. ábra a két 12 MW-os hajtóturbina közül csak az egyiket mutatja. Hajtsa be a turbina kondenzátumát a fő kondenzátorba. Mivel a kapcsolási rajzon csak az állandóan működő elemek szerepelnek, az indító elektromos szivattyúk nem láthatók az ábrán; kettő van belőle 150 t/h kiszállítással. Az indítási időszakban a gőzfejlesztőben keletkező gőz a BRU-SN-en keresztül a segédkollektorba jut, amelyből a hajtóturbina tartalék tápellátása van. Miután a főturbina elérte a teljesítményt, a hajtóturbinát folyamatosan gőzzel táplálják az SSH után, amint az az ábrán látható. 15.2.

1 2 - egy blokk elzáró és szabályozó szelepek; 3 - TsSD turbina; 4 - turbina tengelytömítések; 5 - szeparátor-utánmelegítő; 6 - elzáró csappantyú; 7 - LPC turbina; 8 - hálózati vízmelegítők; 9 - fűtési rendszer szivattyú; 10 - turbina kondenzátor; 11 - az első fokozat kondenzátum szivattyúja; 12 - fő kidobó; 13 - tömítéskidobó; 14 - kondenzvíz tisztítás; 15 - második fokozatú kondenzátum szivattyú; 16 - HDPE; 17 - vízelvezető szivattyú; 18 - vízelvezető hűtő; 19 - légtelenítő; 20 - turbóhajtású tápszivattyú; 21 - LDPE; 22 - gőzgyűjtő saját igényekre; 23 - BRU-SN; 24 - BRU-K

Az SPP szeparátora a légtelenítőbe kerül, az utánmelegítő fűtőgőzének kondenzátuma pedig az első fokozatból a HPH-2-be, a második fokozatból pedig a HPH-3-ba. A HPH-t az első, második és harmadik turbinás elszívás gőzzel látják el. A HPH-1 fűtőgőzének kondenzátuma a HPH-4-be, a HPH-3 fűtőgőzének kondenzátuma pedig a HPH-2-be kerül, ahonnan a légtelenítőbe áramlik, de nem tervezhető. módban egyesüljön a HPH-2-ből a HPH-1-be, és a PVD-1 elvezetővel együtt belépjen a PVD-4-be. ábrához képest a PND száma csökkent. 15.1, két leeresztő szivattyú és két leeresztő hűtő van felszerelve. Ennek hozzá kell járulnia a K-1000-60/1500 turbina termikus hatásfokának növekedéséhez a K-220-44-hez képest. Ezzel szemben a fűtési rendszer fűtőberendezéseinek fűtőgőzéből a kondenzátorba, és nem az egyik HDPE-házba jutó kondenzátum csökkenti a hőhatékonyságot, és szükségtelenül terheli a kondenzvíztisztító anioncserélőt. A légtelenítőből gőz jut a turbina tömítéseihez. Ennek a sornak a végrehajtásából látható, hogy ennek a turbinának az IPC-je kettős áramlású.

A termikus sémák figyelembevétele ábra. A 15.1. és 15.2. ábra, valamint azok összehasonlítása a kétkörös atomerőmű turbináinak regeneratív rendszerének jelentős fejlődését mutatja. A kéthurkos atomerőmű termikus hatásfokának növelésének lehetőségei nagyrészt már kimerültek. A kettős áramkörű atomerőművek sémáiban az LDPE hőcserélő felületeinek anyaga szénacél, a HDPE esetében pedig gyakran sárgaréz. Ez a megoldás két okból nem kívánatos. Először is, a réz használata megfelelőbb a technológia más ágaiban. Másodszor, a réz-oxidok vízben való jelenléte fokozza az acélok korrózióját. Egyes projektekben az atomerőmű bypass jellege ellenére a HDPE csövek rozsdamentes ausztenites acélból készülnek. Helyesebb megoldás lenne a 08X14MF acél vagy a perlit acélok használata HDPE csövekhez (ami csökkenti az atomerőművek tőkebefektetését). A hagyományos hőenergetikai tapasztalatok azt mutatják, hogy nagy tisztaságú víz körülményei között a kondenzvíztisztítás után oxidálószer (gáz-halmazállapotú oxigén vagy hidrogén-peroxid) kondenzátumba adagolásakor egy ilyen megoldás teljesen elfogadható, egykörös Atomerőműnél is célszerű. .

Az egykörös atomerőmű termikus rendszerének jellemzői a gőzök radioaktivitásához kapcsolódnak. Az ilyen atomerőművek bármely rendszerében szükséges: először is egy elpárologtató beépítése a termikus körbe, hogy a turbina tömítéseihez nem radioaktív gőzt állítson elő, másodszor pedig egy közbenső vízkör alkalmazása a hőkörben. melegítő gőz és a fűtési rendszer víz. Ezek a döntések kötelezőek.

A fő különbség az egyhurkos atomerőmű és a kétkörös atomerőmű termikus sémája között a megbízható

a reaktor vízrendszere. A kétkörös atomerőmű reaktorába kívülről kis mennyiségű pótvíz jut be, és a korróziós termékek forrása egy korlátozott, ausztenites rozsdamentes acélból készült primer körben található. Az egyhurkos atomerőmű reaktorába az erőmű gőzkapacitásával megegyező nagy mennyiségű tápvíz áramlás érkezik, és nemcsak a reaktorkör, hanem a turbina teljes regeneráló rendszerének korróziós termékei. Az egykörös Atomerőmű reaktora 100%-os kondenzátumkezeléssel megbízhatóan védett a természetes vízszennyeződésektől. Ezért az egyhurkos atomerőmű turbinás részének termikus sémájának kidolgozásánál a fő figyelem a reaktort megelőző útból a korróziós termékek eltávolításának problémájának megoldására irányul. Ezeket a problémákat különböző módon oldják meg, és még nem találták meg a végső megoldást. Az RBMK-1000-es háztartási egykörös Atomerőművek első blokkjainál a korróziós termékek reaktorvízbe való beáramlásának csökkentése érdekében nem szereltek fel nagynyomású fűtőberendezéseket, az összes fűtési gőzkondenzátumot és a szeparátor lefolyóját elküldték. a kondenzátorba utólagos tisztítás céljából a kondenzátumkezelésnél turbina kondenzátummal együtt. Az összes ilyen áramlás kondenzátorba való kivezetése által okozott hőhatékonyság-veszteséget bizonyos mértékig kompenzálták az egyes LPH után beépített leeresztő hűtők, amelyek ennek megfelelően bonyolították az áramkört. Az RBMK-1000 esetében a PVD telepítésének megtagadása megmaradt, de bizonyos változtatásokat eszközöltek az RBMK-1000-es atomerőművek termikus sémájában. Egy ilyen, sok RBMK-1000-es egységen megvalósított sémát az ábra mutat be. 15.3.

Ennek a termikus rendszernek a fő jellemzői a következők; a korróziós termékek reaktorvízbe való bejutásának csökkentése érdekében, amint azt fentebb említettük, HPT-ket nem szerelnek fel, ami bizonyos hőhatékonysági veszteséghez vezet, mivel a betáplált víz hőmérséklete az optimálisnál alacsonyabb; a lefolyóhűtő csak az LPH-1 után maradt meg; az SPP-től való elválasztás beolvad az LPH-3-ba; az első és a második túlhevítési fokozat melegítő gőzkondenzátuma a légtelenítőbe kerül; minden fűtési gőz kondenzátum kaszkádba kerül a kondenzátorba.

Ez a megoldás a termikus hatásfok észrevehető csökkenéséhez vezet. Ezen túlmenően a korróziós termékeket el kell távolítani ebből az áramból, amely csak mechanikus szűrést igényel, de a kondenzátumkezelés során végzett ioncserét nem. Ezért a HDPE fűtőgőzeinek kondenzátumainak tisztítása a kondenzátumkezelés során a gyanták, különösen a drága anioncserélő túlzott fogyasztásához vezet. A HDPE fűtőgőz kondenzátumának tisztítására egy ésszerűbb (előnyösebb) megoldást mutatunk be. 15.4 bábra szerinti megoldással összehasonlítva. 15.4 aábrán látható termikus séma szerint. 15.3.

1 - tápszivattyú; 2 - légtelenítő; 3 - nyomásszabályozó; 4 - párologtató; 5 - turbina szelepszár tömítések; 6 - egy blokk elzáró és szabályozó szelepek; 7 - TsSD turbina; 8 - szeparátor-utánmelegítő; 9 - turbina tengelytömítések; 10 - LPC turbina; 11 - elzáró csappantyú; 12 - a fűtési rendszer ipari körének fűtőelemei; 13 - a fűtési rendszer ipari körének szivattyúja; 14 - turbina kondenzátor; 15 - az első emelkedés kondenzátum szivattyúja; 16 - fő kidobó; 17 - tömítéskidobó; 18 - kondenzvíz tisztítás; 19 - második emelő kondenzátum szivattyú; 20 - HDPE

ábrából látható. 15.4 de, a kondenzátum tisztítása egy K kationit szűrőből áll, amely mechanikus szűrő szerepét tölti be, és egy ezt követő keverő hatású FSD szűrőből, amelyben kationit és anionit kevert rétegében történik az ioncsere. A vizsgálatok azt mutatják, hogy a tényleges turbina kondenzátumban a vas-oxidok tartalma közel van a valódi oldhatóságukhoz; a fűtési gőzkondenzátumok kaszkádkibocsátásának vas-oxid tartalma 35-40 μg/kg, jelentősen meghaladja az oldhatóságot. Két, eltérő fizikai és kémiai paraméterű áram összekeverése, valamint ezek együttes tisztítása rontja a korróziós termékek csatornából való eltávolításának mértékét és növeli a kondenzátum kezelésének költségeit. Helyesebb ezeknek a patakoknak a külön tisztítása, amint az az ábrán látható. 15.4 b. A mechanikus szűrők töltőanyagait különféle módon kínálják. Fontos, hogy mindegyik lényegesen olcsóbb, mint az ioncserélő gyanták. ábra összehasonlítása. 15.4 deÉs b azt is mutatja, hogy a száma

szűrők. A HDPE rendszer összes vízelvezetőjének kaszkád elvezetése, az ábrán látható. A 15.3 egy hibás döntés, amelyet a KhTGZ hozott a Leningrádi Atomerőművel egyetértésben, ahol az első RBMK blokkokat telepítették. Ugyanakkor a turbinaerőmű és ebből adódóan az egész atomerőmű hatásfoka a legalacsonyabb. Az is hibás, ha nem regenerált kationcserélőt használnak mechanikus szűrőként. Ez a megoldás nem csak a legdrágább, de a legkedvezőtlenebb is, hiszen még a nem regenerált kationcserélő is hozzájárul a pH-érték ingadozásához, ami az egykörös atomerőműnél kedvezőtlen. Ésszerűbb elektromágneses szűrőt (EMF) használni mechanikus szűrőként.

Az EMF-nél minden HDPE vízelvezetőt, valamint a fűtőművet meg kell tisztítani a mechanikai szennyeződésektől (korróziós termékek). Az EMF nagy előnye a kivételes tömörség, amelyhez magas megengedett szűrési sebesség társul (1000 m 3 /h). Így három 1 m átmérőjű és 3 m magas szűrő elegendő egy 750 MW-os turbinához teljes tápvíz fogyasztás mellett.Az EMF telepítés az ábrán látható. 15.5.

A szűrőbe 6 mm átmérőjű lágy mágneses golyókat töltenek. Elektromágneses mező alkalmazásakor a ferromágneses vízszennyezés a golyók mágneses pólusaira költözik, ahol lerakódnak. A vas és más fémek nem mágneses oxidjait, valamint a nem fémes szennyeződéseket a lerakódott mágneses vas-oxidok nagyobb mértékben adszorbeálják. A szűrő ellenállásának 0,1 MPa (10%) túllépése esetén a szűrő automatikusan öblítési üzemmódba kapcsol, majd automatikusan üzembe is kerül. Amikor a szűrőszelep működik 2 És 5 nyitott és szelepek 4, 6 És 7 zárva. A szűrőt 1-2 hét működés után (az ellenállás növekedésétől függően) eltávolítják mosáshoz. Öblítési módba kapcsolva a szelep kinyílik 7 a szűrő bypass-on. Aztán a kapukat bezárják 2 És 5 és a szelepek nyílnak 4 És 6 a víznek a szűrőbe való bejutásához, majd a vízelvezető tartályba való kiürítéséhez. Az öblítés körülbelül 2 percig tart. A szűrő üzembe helyezése magában foglalja a szelepek elzárását 4 És 6 , nyitó szelepek 2 És 5 és zárja a szelepet 7 .

Az EMF nagy hátránya a leállásuk és a már felszívódott korróziós termékek „röplabda” vízbe kerülése, ami elektromos feszültség hiányában is előfordulhat. Ezért a telepítési sémában mindig biztosítani kell az EMF utáni "biztonsági" elemeket. Ilyen elem az FSD az ábrán. 15.6 és egy ömlesztett típusú szűrő az EMF után az összes lefolyó leeresztőjénél (15.6. ábra).

1 - víz tisztításhoz; 2, 4, 5, 6, 7 - szelepek; 3 - EMF; 5 - tisztított víz

Rizs. 15.6. Az EMF használata "biztonsági" elemekkel kombinálva:

1 - EMF; 2 - FSD; 3, 4 - ömlesztett szűrő

Sajnos a KhTGZ által készített RBMK-1500-as blokkoknál a megrendelő beleegyezésével a különálló (tisztítás nélkül!) visszaszivattyúzásra kerül a reaktorba.

A leendő atomerőmű AM reaktorának létrehozására tett javaslat először 1949. november 29-én, az atomprojekt tudományos igazgatójának értekezletén I.V. Kurchatov, a Fizikai Problémák Intézetének igazgatója A.P. Aleksandrov, a NIIKhimash N.A. igazgatója. Dollezhal és az ipar NTS tudományos titkára B.S. Pozdnyakov. Az ülés azt javasolta, hogy az 1950-es PSU K+F-tervbe vegyék fel "egy kis méretű, csak energiacélú dúsított uránreaktor projektjét, összesen 300 egység hőleadó kapacitással, körülbelül 50 egység effektív kapacitással" grafittal és vízzel. hűtőfolyadék. Ugyanakkor utasítást adtak arra, hogy sürgősen végezzenek fizikai számításokat és kísérleti vizsgálatokat ezen a reaktoron.

Később I.V. Kurchatov és A.P. Zavenyagin azzal magyarázta, hogy az AM reaktort kiemelten fontos építésre választották, hogy "több lehet, mint más blokkokban, a hagyományos kazángyakorlat tapasztalatait használják fel: a blokk általános viszonylagos egyszerűsége megkönnyíti és csökkenti az építési költségeket ."

Ebben az időszakban különböző szinteken vitatják meg az energiareaktorok alkalmazásának lehetőségeit.

PROJEKT

Célszerűnek tartották egy hajóerőmű reaktorának létrehozásával kezdeni. Annak érdekében, hogy igazolják a reaktor tervezését, és „elvileg megerősítsék... a nukleáris létesítmények nukleáris reakcióiból származó hő mechanikai és elektromos energiává alakításának gyakorlati lehetőségét”, úgy határoztak, hogy Obninskben építenek, a reaktor területén. „V” laboratórium, egy atomerőmű három reaktorteleppel, köztük az AM erőművel, amely az Első Atomerőmű reaktora lett).

A Szovjetunió Minisztertanácsának 1950. május 16-i rendeletével az AM-i K+F-et a LIPAN-ra (I.V. Kurchatov Intézet), a NIIKhimmash-ra, a GSPI-11-re, a VTI-re bízták. 1950-ben - 1951 elején. ezek a szervezetek előzetes számításokat végeztek (P.E. Nemirovskii, S.M. Feinberg, Yu.N. Zankov), előzetes tervezési tanulmányokat stb., majd a reaktoron végzett összes munka I. V. döntése alapján történt. Kurchatov, áthelyezték a "B" laboratóriumba. Kinevezett tudományos témavezető, főtervező - N.A. Dollezhal.

A reaktor tervezése a következő paraméterekkel rendelkezett: hőteljesítmény 30 ezer kW, elektromos teljesítmény - 5 ezer kW, reaktor típusa - termikus neutron reaktor grafit moderátorral és természetes vizes hűtéssel.

Ekkor már az országnak volt tapasztalata az ilyen típusú reaktorok (bombaanyag előállítására szolgáló ipari reaktorok) létrehozásában, de ezek jelentősen eltértek az erőművektől, amelyekhez az AM reaktor tartozik. A nehézségek az AM reaktorban magas hűtőközeg-hőmérséklet elérésének igényével jártak, amiből az következett, hogy olyan új anyagokat és ötvözetek után kellett kutatni, amelyek ellenállnak ezeknek a hőmérsékleteknek, ellenállnak a korróziónak, nem vesznek fel nagy mennyiségben neutronokat, stb. Az AM reaktoros atomerőmű építésének kezdeményezői számára ezek a problémák kezdettől fogva nyilvánvalóak voltak, a kérdés az volt, hogy milyen gyorsan és milyen sikerrel lehet ezeket leküzdeni.

SZÁMÍTÁSOK ÉS ÁLLÁS

Mire az AM-vel kapcsolatos munkát átadták a „B” laboratóriumnak, a projektet csak általánosságban határozták meg. Számos fizikai, műszaki és technológiai probléma várt megoldásra, amelyek száma a reaktoron végzett munkálatok előrehaladtával nőtt.

Ez mindenekelőtt a reaktor fizikai számításaira vonatkozott, amelyeket sok ehhez szükséges adat nélkül kellett elvégezni. A „V” laboratóriumban D.F. Zaretsky, és a fő számításokat az M.E. csoportja végezte. Minashina az A.K. osztályban. Krasin. NEKEM. Minashint különösen aggasztja, hogy sok konstans esetében nincs pontos érték. Nehéz volt megszervezni a mérésüket a helyszínen. Kezdeményezésére néhányat fokozatosan pótoltak, elsősorban a LIPAN, néhányat pedig a „B” laboratóriumban végzett mérések miatt, de általában nem lehetett garantálni a számított paraméterek nagy pontosságát. Ezért 1954 február végén - március elején összeállították az AMF standot - az AM reaktor kritikus szerelvényét, amely megerősítette a számítások kielégítő minőségét. És bár a szerelvény nem tudta reprodukálni a valódi reaktor összes körülményét, az eredmények alátámasztották a siker reményét, bár sok kétség merült fel.

1954. március 3-án uránhasadási láncreakciót hajtottak végre ezen az állványon először Obnyinszkban.

De figyelembe véve, hogy a kísérleti adatokat folyamatosan finomították, a számítási módszertan továbbfejlesztésre került, egészen a reaktor beindításáig, a reaktor tüzelőanyaggal való terhelésének mértékének, a reaktor viselkedésének vizsgálata nem szabványos üzemmódokban, az elnyelő rudak paraméterei stb.

TVEL KÉSZÍTÉSE

Egy másik fontos feladattal - egy fűtőelem (fűtőelem) létrehozásával - V.A. Malykh és a "V" laboratórium technológiai osztályának munkatársai. A fűtőelem fejlesztésében több kapcsolódó szervezet is részt vett, de csak a V.A. által javasolt lehetőség. Kicsi, nagy teljesítményt mutatott. A tervezési kutatás 1952 végén egy új típusú (magnéziummátrixban urán-molibdén szemcsékből álló diszperziós összetételű) fűtőelem kifejlesztésével zárult.

Ez a fajta fűtőanyag-rúd lehetővé tette a reaktor előtti tesztek során ezek visszautasítását (erre az V. Laboratóriumban speciális munkapadokat hoztak létre), ami nagyon fontos a reaktor megbízható működése szempontjából. Egy új fűtőelem stabilitását neutronfluxusban vizsgálták a LIPAN-ban az MR reaktorban. A NIIKhimmash fejlesztette ki a reaktor munkacsatornáit.

Hazánkban tehát először a feltörekvő talán legfontosabb és legnehezebb problémája nukleáris energia– fűtőelem létrehozása.

ÉPÍTKEZÉS

1951-ben, a kezdetekkel egy időben a „B” laboratóriumban kutatómunka az AM reaktoron megkezdődött egy épület építése a területén atomerőmű.

P.I.-t nevezték ki az építkezés vezetőjévé. Zakharov, a létesítmény főmérnöke -.

Ahogy D.I. Blokhincev szerint „az atomerőmű épületének legfontosabb részein vasbeton monolitból készült vastag falak voltak, hogy biológiai védelmet nyújtsanak a nukleáris sugárzás ellen. A falakba fektették a vezetékeket, kábelcsatornákat, szellőzést stb. Nyilvánvaló, hogy átalakításra nem volt lehetőség, ezért az épület tervezésénél lehetőség szerint tartalékot is biztosítottak a változtatások reményében. Az új típusú berendezések kifejlesztésére és a kutatómunka végrehajtására tudományos és műszaki megbízásokat kaptak "külső szervezetek" - intézetek, tervezőirodák és vállalkozások. Ezeket a feladatokat gyakran nem lehetett befejezni, és a tervezés előrehaladtával finomodtak és kiegészítettek. A fő mérnöki és tervezési megoldásokat ... az N.A. által vezetett tervezőcsapat fejlesztette ki. Dollezhal és legközelebbi asszisztense, P.I. Alescsenkov..."

Az első atomerőmű építésére irányuló munka stílusát a gyors döntéshozatal, a fejlődés gyorsasága, az elsődleges tanulmányok és az elfogadott műszaki megoldások finomításának bizonyos mélysége, az alternatív és biztosítási területek széles lefedettsége jellemezte. . Három év alatt megépült az első atomerőmű.

RAJT

1954 elején megkezdődött a különböző állomásrendszerek tesztelése és tesztelése.

1954. május 9-én a „B” laboratóriumban megkezdődött az atomerőművi reaktorzóna üzemanyagcsatornákkal való feltöltése. A 61. üzemanyagcsatorna bevezetésekor 19:40-kor érték el a kritikus állapotot. A reaktorban megindult az uránmagok hasadásának láncreakciója. Megtörtént az atomerőmű fizikai indítása.

Az indítást felidézve a következőket írta: „Fokozatosan nőtt a reaktor teljesítménye, végül valahol a CHP épület közelében, ahol a reaktorból szállították a gőzt, azt láttuk, hogy egy sugár hangos sziszegéssel szökött ki a szelepből. A közönséges gőz fehér felhője, amely ráadásul még nem volt elég forró a turbina forgatásához, csodának tűnt számunkra: elvégre ez az első atomenergia által termelt gőz. Megjelenése alkalom volt az ölelésekre, "könnyű gőzzel" gratulációkra, sőt örömkönnyekre is. Örömünkben osztozott I.V. Kurchatov, aki azokban a napokban részt vett a munkában. 12 atm nyomású gőz fogadása után. és 260 °C hőmérsékleten lehetővé vált az atomerőmű összes blokkjának a tervezéshez közeli körülmények közötti tanulmányozása és 1954. június 26-án az esti műszakban, 17 órakor. 45 perccel kinyitották a turbógenerátor gőzellátását biztosító szelepet, és az atomkazánból kezdett áramot termelni. Első a világon atomerőmű ipari terhelés alá került.

„A Szovjetunióban a tudósok és mérnökök erőfeszítéseivel sikeresen befejeződött az első 5000 kilowatt hasznos teljesítményű ipari atomerőmű tervezése és kivitelezése. Június 27-én üzembe helyezték az atomerőművet, amely a környező területek ipart és mezőgazdaságát látta el árammal.

Már az indulás előtt elkészült az AM reaktor kísérleti munkáinak első programja, és az erőmű bezárásáig ez volt az egyik fő reaktorbázis, ahol neutronfizikai kutatások, szilárdtestfizikai kutatások, fűtőelemek tesztelése folyt. , EGC, izotóptermékek gyártása stb. Az atomerőműben képezték ki az első nukleáris tengeralattjárók, a "Lenin" atomjégtörő személyzetét, a szovjet és külföldi atomerőművek személyzetét.

Az atomerőmű beindítása az intézet fiatal munkatársai számára volt az első próbatétel az újabb és összetettebb problémák megoldására. A munka kezdeti hónapjaiban az egyes blokkok, rendszerek beállítása, a reaktor fizikai jellemzői, a berendezés és az egész állomás hőkezelése részletesen áttanulmányozásra, a különféle berendezések véglegesítése, korrekciója történt. 1954 októberében az állomást a tervezett kapacitásra hozták.

„London, július 1. (TASS). Az első atomenergiát használó ipari erőmű Szovjetunióban történő beindításának bejelentését a brit sajtó széles körben veszi tudomásul, a The Daily Worker moszkvai tudósítója azt írja, hogy ennek a történelmi eseménynek „mérhetetlenül nagyobb jelentősége van, mint a Az első atombomba Hirosimára.

Párizs, július 1. (TASS). Az Agence France-Presse londoni tudósítója arról számol be, hogy a világ első atomenergiával működő ipari erőművének Szovjetunióban történő üzembe helyezésének bejelentését nagy érdeklődés fogadta az atomszakértők londoni köreiben. Anglia – folytatja a tudósító – atomerőművet épít Calderhallban. Úgy gondolják, hogy legkorábban 2,5 év múlva léphet szolgálatba ...

Sanghaj, július 1. (TASS). Egy szovjet atomerőmű üzembe helyezésére reagálva a tokiói rádió azt sugározza: az USA és Nagy-Britannia is atomerőművek építését tervezi, de ezek építését 1956-1957-ben tervezik befejezni. Az a körülmény, az szovjet Únió Angliát és Amerikát megelőzve az atomenergia békés célú felhasználásában, azt jelzi, hogy a szovjet tudósok nagy sikereket értek el az atomenergia területén. A terület egyik kiemelkedő japán szakértője magfizika- Yoshio Fujioka professzor a Szovjetunióban egy atomerőmű beindításáról szóló híreket kommentálva azt mondta, hogy ez egy "új korszak" kezdete.

Az atomerőmű és a hagyományos tüzelőanyagot (szén, gáz, fűtőolaj, tőzeg) égető erőművek működési elve megegyezik: a felszabaduló hő hatására a víz gőzzé alakul, amelyet nyomás alatt egy turbinába juttatnak. és forgatja. A turbina pedig a forgást egy elektromos áramgenerátornak adja át, amely a forgás mechanikai energiáját elektromos energiává alakítja, azaz áramot állít elő. A hőerőműveknél a víz gőzzé alakulása a szén, gáz stb. égési energiája, az atomerőművek esetében az urán-235 atommag hasadási energiája miatt következik be.

A maghasadás energiájának vízgőz energiájává történő átalakítására berendezéseket használnak különféle típusok, amelyeket elneveztek atomerőművi reaktorok (létesítmények). Az uránt általában dioxid - U0 2 formájában használják.

Az urán-oxidot speciális szerkezetek részeként egy moderátorba helyezik - egy olyan anyag, amely kölcsönhatás során a neutronok gyorsan energiát veszítenek (lelassulnak). Ezekre a célokra használják víz vagy grafit - ennek megfelelően a reaktorokat víznek vagy grafitnak nevezik.

Az energia (más szóval a hő) zónából a turbinába történő átviteléhez hűtőfolyadékot használnak - víz, folyékony fém(pl. nátrium) ill gáz(például levegő vagy hélium). A hűtőfolyadék kívülről mossa a felhevült hermetikus szerkezeteket, amelyeken belül a hasadási reakció megy végbe. Ennek eredményeként a hűtőfolyadék felmelegszik, és speciális csöveken keresztül energiát ad át (saját hő formájában). A felmelegített hűtőfolyadékból gőzt állítanak elő, amelyet nagy nyomás alatt juttatnak a turbinába.

G.1. ábra. Atomerőmű sematikus diagram: 1 - atomreaktor, 2 - keringető szivattyú, 3 - hőcserélő, 4 - turbina, 5 - elektromos áram generátor

Gázhűtőközeg esetén ez a fokozat hiányzik, és a felmelegített gáz közvetlenül a turbinába kerül.

Az orosz (szovjet) atomenergia-iparban kétféle reaktor terjedt el: az úgynevezett High Power Channel Reactor (RBMK) és a Pressurized Water Power Reactor (VVER). Az RBKM példaként felhasználva egy kicsit részletesebben megvizsgáljuk az atomerőmű működési elvét.

RBMK

Az RBMK 1000 MW teljesítményű villamosenergia-forrás, ami a belépést tükrözi RBMK-1000. A reaktort vasbeton aknában helyezik el egy speciális tartószerkezeten. Körülötte, fent és lent található biológiai védelem(ionizáló sugárzás elleni védelem). Kitölti a reaktormagot grafit falazat(vagyis 25x25x50 cm méretű, meghatározott módon összehajtott grafittömbök) henger alakúak. Függőleges furatok készülnek a teljes magasságban (G.2. ábra). Fém csöveket helyeznek el bennük, ún csatornák(innen a "csatorna" elnevezés). A csatornákban vagy tüzelőanyaggal ellátott szerkezetek (TVEL - fűtőelem), vagy a reaktor vezérlésére szolgáló rudak kerülnek beépítésre. Az elsőket úgy hívják üzemanyag csatornák, a második - ellenőrzési és védelmi csatornák. Mindegyik csatorna független, zárt szerkezet, a reaktor vezérlése a csatornába neutronokat elnyelő rudak bemerítésével történik (ehhez olyan anyagokat használnak, mint a kadmium, bór és európium). Minél mélyebbre kerül egy ilyen rúd a magba, annál több neutron nyelődik el, ezért csökken a hasadó atommagok száma, és csökken az energiafelszabadulás. A releváns mechanizmusok halmazát ún vezérlő és védelmi rendszer (CPS).

G.2. ábra. RBMK rendszer.

Minden tüzelőanyag-csatornába alulról vizet táplálnak, amelyet egy speciális nagy teljesítményű szivattyú lát el a reaktorba - ezt hívják fő keringtető szivattyú (MCP). A tüzelőanyag-kazetták mosásakor a víz felforr, és a csatorna kimeneténél gőz-víz keverék képződik. Belép elválasztó dob (BS)- olyan készülék, amely lehetővé teszi a száraz gőz leválasztását (elválasztását) a víztől. A leválasztott vizet a fő keringtető szivattyú visszaküldi a reaktorba, ezzel lezárva a "reaktor - dob-leválasztó - SSC" kört. - reaktor". Ez az úgynevezett többszörös kényszerkeringés (KMPTS). Két ilyen áramkör van az RBMK-ban.

Az RBMK működéséhez szükséges urán-oxid mennyisége mintegy 200 tonna (alkalmazásukkal ugyanannyi energia szabadul fel, mint kb. 5 millió tonna szén elégetése). Az üzemanyag 3-5 évig "dolgozik" a reaktorban.

Benne van a hűtőfolyadék zártláncú, a külső környezettől elkülönítve, minden jelentős sugárszennyeződés kizárásával. Ezt megerősítik az atomerőmű körüli sugárzási helyzetre vonatkozó tanulmányok, mind maguk az állomások szolgálatai, mind a szabályozó hatóságok, környezetvédők és nemzetközi szervezetek.

A hűtővíz az állomás közelében lévő tározóból érkezik. Ugyanakkor a bevitt víz természetes hőmérsékletű, és a tározóba visszatérő víz kb. 10 °C-kal magasabb. Szigorúak a fűtési hőmérsékletre vonatkozó szabályozások, amelyeket a helyi ökoszisztémák figyelembevétele érdekében tovább szigorodnak, de a tározó úgynevezett "hőszennyezése" valószínűleg az atomerőművek legjelentősebb környezeti kára. Ez a hátrány nem alapvető és leküzdhetetlen. Ennek elkerülése érdekében a hűsítő tavakkal együtt (vagy azok helyett) hűtő tornyok. Ezek hatalmas szerkezetek nagy átmérőjű kúpos csövek formájában. A hűtővizet a kondenzátorban történő felmelegítés után a hűtőtorony belsejében található számos csőbe vezetik. Ezeken a csöveken kis lyukak vannak, amelyeken keresztül a víz kifolyik, és "óriászuhany" keletkezik a hűtőtorony belsejében. A lehulló vizet légköri levegő hűti le, és a hűtőtorony alatt gyűjti össze a medencében, ahonnan a kondenzátor hűtésére kerül. A hűtőtorony felett a víz elpárolgása következtében fehér felhő képződik.

Atomerőművek radioaktív kibocsátása 1-2 rendelés a megengedett legnagyobb (azaz elfogadhatóan biztonságos) értékek alatt, valamint a radionuklidok koncentrációja az atomerőmű területén milliószor kisebb, mint az MPC, és több tízezerszer kisebb, mint a természetes radioaktivitás.

Az atomerőmű működése során a környezetbe kerülő radionuklidok főként hasadási termékek. Ezek túlnyomó része inert radioaktív gáz (IRG), amelyek rövid periódusúak fél életés ezért nincs kézzelfogható hatásuk a környezetre (elbomlanak, mielőtt idejük lenne cselekedni). A hasadási termékek mellett az emisszió egy része aktivációs termék (stabil atomokból neutronok hatására képződő radionuklidok). A sugárterhelés szempontjából jelentősek hosszú életű radionuklidok(JN, a fő dózisképző radionuklidok a cézium-137, stroncium-90, króm-51, mangán-54, kobalt-60) ill. a jód radioizotópjai(főleg jód-131). Részesedésük ugyanakkor az atomerőművek kibocsátásában rendkívül elenyésző, ezredszázalékos.

Az 1999-es eredmények szerint az atomerőművek radionuklidok kibocsátása inert radioaktív gázok tekintetében nem haladta meg az urán-grafit reaktorok megengedett értékének 2,8%-át, a VVER és a BN esetében pedig a 0,3%-át. A hosszú élettartamú radionuklidok esetében a kibocsátás nem haladta meg az urán-grafit reaktorok megengedett kibocsátásának 1,5%-át, a VVER és BN esetében pedig a 0,3%-át, a jód-131 esetében 1,6, illetve 0,4%-ot.

Fontos érv mellette atomenergia az üzemanyag tömörsége. A kerekített becslések a következők: 1 kg tűzifa 1 kWh villamos energiát, 1 kg szén - 3 kWh, 1 kg olaj - 4 kWh, 1 kg nukleáris üzemanyag (alacsony dúsítású urán) -300 000 kWh.

DE bágyadt erőegység 1 GW teljesítmény körülbelül 30 tonna alacsony dúsítású uránt fogyaszt évente (azaz kb. egy autó évente). Egy év azonos teljesítményű működés biztosítása érdekében szénerőmű körülbelül 3 millió tonna szénre van szükség (azaz kb napi öt vonat).

Hosszú élettartamú radionuklidok kibocsátása széntüzelésű vagy olajtüzelésű erőművekátlagosan 20-50 (egyes becslések szerint 100)-szor nagyobb, mint az azonos kapacitású atomerőműveknél.

A szén és más fosszilis tüzelőanyagok kálium-40-et, urán-238-at, tórium-232-t tartalmaznak, amelyek mindegyikének fajlagos aktivitása több egységtől több száz Bq / kg-ig terjed (és ennek megfelelően radioaktív sorozatuk olyan tagjai, mint a rádium-226 , rádium-228, ólom-210, polónium-210, radon-222 és más radionuklidok). A bioszférától a földi kőzet vastagságában elszigetelve, szén, olaj és gáz elégetésekor ezek kiszabadulnak és a légkörbe kerülnek. Sőt, a belső expozíció szempontjából elsősorban ezek a legveszélyesebb alfa-aktív nuklidok. És bár a szén természetes radioaktivitása általában viszonylag alacsony, szám Az egységnyi megtermelt energia esetében elégetett üzemanyag kolosszális.

A széntüzelésű erőmű közelében élő lakosság expozíciós dózisa következtében (98-99%-os füstkibocsátás tisztítási fokon) több mint az atomerőmű közelében élő lakosság expozíciós dózisai 3-5 alkalommal.

A légkörbe történő kibocsátás mellett figyelembe kell venni, hogy azokon a helyeken, ahol a szénerőművek hulladéka koncentrálódik, a sugárzási háttér jelentős növekedése figyelhető meg, ami a megengedett legnagyobb dózist meghaladó dózisokhoz vezethet. A szén természetes tevékenységének egy része a hamuban koncentrálódik, amely hatalmas mennyiségben halmozódik fel az erőművekben. Ugyanakkor a Kansko-Achinsk lelőhelyből származó hamumintákban több mint 400 Bq/kg-ot figyeltek meg. A Donbász pernye radioaktivitása kemény szén meghaladja az 1000 Bq/kg-ot. És ezek a hulladékok nincsenek elszigetelve a környezettől. Egy GW-év széntüzelésből származó villamos energia előállítása több száz GBq (többnyire alfa) aktivitást bocsát ki a környezetbe.

Az olyan fogalmak, mint az "olaj és gáz sugárzási minősége", viszonylag nemrégiben kezdtek komoly figyelmet fordítani, míg a bennük lévő természetes radionuklidok (rádium, tórium és mások) tartalma jelentős értékeket érhet el. Például a radon-222 térfogati aktivitása a földgázban átlagosan 300 és 20 000 Bq / m 3 között van, a maximális érték pedig 30 000-50 000. Oroszország pedig csaknem 600 milliárd ilyen köbmétert termel évente.

Mindazonáltal meg kell jegyezni, hogy az atomerőművek és a hőerőművek radioaktív kibocsátása nem jár észrevehető közegészségügyi következményekkel. Ez még a széntüzelésű erőműveknél is harmadrendű környezeti tényező, ami lényegesen kisebb, mint a többi: vegyszer- és aeroszolkibocsátás, hulladék stb.

FÜGGELÉK H

Atomerőmű és berendezése:

Atomerőmű (Atomerőmű) nukleáris létesítmény, amelynek célja elektromos energia előállítása.

- újratöltő gép üzemanyag(rakodógép).

Ennek a berendezésnek a működését a személyzet – a kezelők – egy blokkvezérlő panel segítségével ellenőrzik.

A reaktor kulcseleme egy betonaknában elhelyezkedő zóna. Ezenkívül egy olyan rendszert is biztosít, amely vezérlő és védelmi funkciókat biztosít; segítségével kiválasztható, hogy a szabályozott hasadási láncreakció milyen üzemmódban menjen végbe. A rendszer vészhelyzeti védelmet is biztosít, amely lehetővé teszi a reakció gyors leállítását vészhelyzet esetén.

A második épületben atomerőmű van egy turbinacsarnok, amelyben a turbina és a gőzfejlesztők találhatók. Ezen kívül van egy épület, amelyben a nukleáris üzemanyagot visszarakják, és a kiégett nukleáris fűtőelemeket speciálisan kialakított medencékben tárolják.

területén belül atomerőmű találhatók kondenzátorok, valamint hűtőtornyok, hűtőtó és permetező tó, amelyek egy keringető hűtőrendszer alkotóelemei. A hűtőtornyok betonból készült tornyok, amelyek csonka kúp alakúak; természetes vagy mesterséges tározó szolgálhat tóként. atomerőmű területének határain túlnyúló nagyfeszültségű vezetékekkel felszerelt.

A világ első építése atomerőmű 1950-ben indult Oroszországban, és négy évvel később fejeződött be. A projekt megvalósításához a faluhoz közeli területet választottak ki. Obninsky (Kaluga régió).

Azonban először 1951-ben az Amerikai Egyesült Államokban termeltek villamos energiát; kézhezvételének első sikeres esetét Idaho államban rögzítették.

A termelés területén elektromosság Az Egyesült Államok élen jár évente több mint 788 milliárd kWh villamos energiával. A kibocsátás tekintetében vezetők listáján Franciaország, Japán, Németország és Oroszország is szerepel.

Az atomerőmű működési elve:

Használatával energiát állítanak elő reaktor ahol az atommaghasadás megtörténik. Ebben az esetben a nehéz mag két részre bomlik, amelyek nagyon gerjesztett állapotban neutronokat (és egyéb részecskéket) bocsátanak ki. A neutronok pedig új hasadási folyamatokat idéznek elő, aminek következtében még több neutron bocsát ki. Ezt a folyamatos bomlási folyamatot nukleáris láncreakciónak nevezzük, melynek jellemzője a nagy mennyiségű energia felszabadulása. Ennek az energiának a termelése a munka célja. atomerőmű(ATOMERŐMŰ).

A gyártási folyamat a következő lépéseket tartalmazza:

1. 1. atomenergia átalakítása hőenergiává;
2. 2. hőenergia átalakítása mechanikussá;
3. 3. mechanikai energia átalakítása elektromos energiává.

Az első szakaszban in reaktor az atomenergiát töltik be üzemanyag(urán-235) szabályozott láncreakció elindításához. Az üzemanyag termikus vagy lassú neutronokat bocsát ki, ami jelentős mennyiségű hő felszabadulásához vezet. A hő eltávolítására a reaktormagból hűtőfolyadékot használnak, amelyet a zóna teljes térfogatán átvezetnek. Lehet folyékony vagy gáz halmazállapotú. A keletkező hőenergia a jövőben a gőzgenerátorban (hőcserélőben) gőz előállítására szolgál.

A második szakaszban gőzt szállítanak a turbógenerátorhoz. Itt a gőz hőenergiája mechanikai energiává alakul át - a turbina forgási energiájává.

A harmadik szakaszban egy generátor segítségével a turbina forgásából származó mechanikai energiát elektromos energiává alakítják, amelyet azután a fogyasztókhoz továbbítanak.

Az atomerőművek osztályozása:

Atomerőművek osztályozzák a bennük működő reaktorok típusa szerint. Az atomerőműveknek két fő típusa van:

- termikus neutronokat használó reaktorokkal (nyomásos vizes atomreaktor, forrásvizes reaktor, nehézvizes atomreaktor, grafitgáz nukleáris reaktor, grafit-víz atomreaktor stb. termikus neutronreaktorok);

– gyorsneutronokat használó reaktorokkal (gyorsneutronreaktorok).

A megtermelt energia típusa szerint két típus létezik nukleáris erőművek :

– atomerőmű villamos energia előállításához;

- ATES - nukleáris kapcsolt hő- és erőművek, amelyek célja nemcsak elektromos, hanem hőenergia előállítása is.

Atomerőmű egy-, két- és háromhurkos reaktorai:

Reaktor atomerőmű lehet egy-, két- vagy háromkörös, ami tükröződik a hűtőfolyadék működési sémájában - egy, két vagy három áramkörrel rendelkezhet. Hazánkban a legelterjedtebbek a kétkörös vízhűtéses reaktorokkal (VVER) felszerelt állomások. A Rosstat szerint jelenleg 4 van atomerőmű 1 hurkos reaktorral, 5 2 hurkos reaktorral és egy 3 hurkos reaktorral.

Atomerőművek egyhurkos reaktorral:

Atomerőművek ilyen típusú - egyhurkos reaktorral RBMK-1000 típusú reaktorokkal vannak felszerelve. Az egységben egy reaktor, két kondenzációs turbina és két generátor található. A reaktor magas üzemi hőmérséklete lehetővé teszi a gőzgenerátor funkciójának egyidejű ellátását, ami lehetővé teszi az egyhurkos séma alkalmazását. Utóbbi előnye a viszonylag egyszerű működési elv, azonban jellemzői miatt meglehetősen nehéz védelmet nyújtani sugárzás. Ez annak a ténynek köszönhető, hogy ennek a rendszernek az alkalmazásakor a blokk minden eleme radioaktív sugárzásnak van kitéve.

Atomerőművek bypass reaktorral:

A kétkörös sémát használják atomerőmű VVER típusú reaktorokkal. Ezen állomások működési elve a következő: hűtőfolyadékot, amely víz, nyomás alatt juttatják a reaktor zónájába. Melegítik, majd belép a hőcserélőbe (gőzfejlesztő), ahol forrásig melegíti a szekunder kör vizet. Sugárzást csak az első kör bocsát ki, a másodiknak nincs radioaktív tulajdonsága. A blokkberendezés tartalmaz egy generátort, valamint egy vagy két kondenzációs turbinát (az első esetben a teljesítmény turbinák 1000 megawatt, a másodikban 2 x 500 megawatt).

A bypass reaktorok területén a fejlett fejlesztés a Rosenergoatom konszern által javasolt VVER-1200 modell. A VVER-1000-es reaktor módosításai alapján fejlesztették ki, amelyeket külföldi megrendelésre gyártottak az 1990-es években. és a jelenlegi évezred első éveiben. Az új modell javítja az előd összes paraméterét, és további biztonsági rendszerekkel csökkenti a reaktor túlnyomásos kamrájából kikerülő radioaktív sugárzás kockázatát. Új fejlesztés számos előnnyel rendelkezik - teljesítménye 20%-kal nagyobb az előző modellhez képest, kapacitástényezője eléri a 90%-ot, másfél évig képes túlterhelés nélkül dolgozni üzemanyag(általában 1 év), működési ideje 60 év.

Atomerőművek háromhurkos reaktorral:

A három áramkörű sémát használják atomerőművek BN típusú ("gyors nátrium") reaktorokkal. Az ilyen reaktorok működése gyors neutronokon alapul, hűtőközegként radioaktív folyékony nátriumot használnak. A vízzel való érintkezés kizárása érdekében a reaktor kialakítása egy további áramkört tartalmaz, amely radioaktív tulajdonságok nélküli nátriumot használ; ez egy háromkörös típusú áramkört biztosít.

A múlt század 80-90-es éveiben kifejlesztett modern, háromhurkos BN-800 reaktor vezető pozíciót biztosított Oroszországnak a gyorsreaktorok gyártásában. Legfőbb jellemzője a belülről és kívülről érkező behatások elleni védelem. Ez a modell minimálisra csökkenti annak a balesetnek a kockázatát, amelyben a mag megolvad és plutónium szabadul fel a besugárzott nukleáris üzemanyag újrafeldolgozása során.

A vizsgált reaktorban különböző fajtáküzemanyag - hagyományos urán-oxiddal vagy urán alapú MOX üzemanyaggal és