10,7% всесвітньої генерації електрики щорічно виробляють атомні електростанції. Поряд з ТЕС та ГЕС вони працюють над забезпеченням людства світлом та теплом, дозволяють користуватися електроприладами та роблять наше життя зручнішим та простим. Так уже сталося, що сьогодні слова «атомна станція» асоціюються зі світовими катастрофами та вибухами. Прості обивателі не мають ані найменшого уявлення про роботу АЕС та її будову, але навіть найнеосвіченіші начуті та налякані подіями у Чорнобилі та Фукусімі.

Що таке АЕС? Як вони працюють? Наскільки небезпечні атомні станції? Не вірте чуткам та міфам, давайте розбиратися!

Що таке АЕС?

16 липня 1945 року на військовому полігоні США вперше вилучили енергію з ядра урану. Найпотужніший вибух атомної бомби, що приніс величезну кількість людських жертв, став прототипом сучасного та абсолютно мирного джерела електроенергії.

Вперше електроенергію за допомогою ядерного реактора отримали 20 грудня 1951 року у штаті Айдахо США. Для перевірки працездатності генератор підключили до 4м ламп розжарювання, несподівано всім лампи запалилися. З цього моменту людство почало використовувати енергію ядерного реактора для отримання електрики.

Перша у світі атомна станція була запущена в Обнінську у СРСР 1954 року. Її потужність становила лише 5 мегават.

Що таке АЕС? АЕС – це ядерна установка, яка виробляє енергію за допомогою ядерного реактора. Ядерний реактор працює на ядерному паливі, найчастіше урані.

В основі принципу роботи ядерної установки лежить реакція розподілу нейтронів урану, які зіштовхуються один з одним, поділяються на нові нейтрони, які, у свою чергу, теж стикаються і теж діляться. Така реакція називається ланцюговою, вона лежить в основі ядерної електроенергетики. При цьому процесі виділяється тепло, яке нагріває воду до дуже гарячого стану (320 градусів за Цельсієм). Потім вода перетворюється на пару, пара обертає турбіну, вона приводить у дію електрогенератор, який виробляє електроенергію.

Будівництво АЕС сьогодні ведеться значними темпами. Основна причина зростання кількості АЕС у світі – це обмеженість запасів органічного палива, попросту кажучи, запаси газу та нафти вичерпуються, вони необхідні для промислових та комунальних потреб, а урану та плутонію, що виступають паливом для атомних станцій, потрібно мало, його запасів поки що цілком вистачає .

Що таке АЕС? Це не тільки електрика та тепло. Поряд із виробленням електроенергії, ядерні електростанції використовуються і для опріснення води. Наприклад, така атомна станція є у Казахстані.

Яке паливо використовують на АЕС

На практиці в атомних станціях можуть застосовуватися кілька речовин, здатних виробити атомну електроенергію, сучасне паливо АЕС – це уран, торій та плутоній.

Торієве паливо сьогодні не застосовується в атомних електростанціях,т.к. його складніше перетворити на тепловиділяючі елементи, якщо коротко ТВЭли.

ТВЕли - це металеві трубки, які вміщуються всередину ядерного реактора.Усередині ТБЕлів знаходяться радіоактивні речовини. Ці трубки можна назвати сховищами ядерного палива. Друга причина рідкісного використання торію – це його складна та дорога переробка вже після використання на АЕС.

Плутонієве паливо теж використовується в атомної електроенергетиці, т.к. ця речовина має дуже складний хімічний склад, який досі не навчилися правильно використовувати.

Уранове паливо

Основна речовина, що виробляє енергію на ядерних станціях, – це уран.Уран сьогодні видобувається трьома способами: відкритим способом у кар'єрах, закритим у шахтах, та способом підземного вилуговування за допомогою буріння шахт. Останній спосіб особливо цікавий. Для видобутку урану вилуговування в підземні свердловини заливається розчин сірчаної кислоти, він насичується ураном і викачується назад.

Найбільші запаси урану у світі знаходяться в Австралії, Казахстані, Росії та Канаді. Найбагатші родовища в Канаді, Заїрі, Франції та Чехії. У цих країнах із тонни руди отримують до 22 кілограмів уранової сировини. Для порівняння, в Росії з однієї тонни руди одержують трохи більше півтора кілограма урану.

Місця видобутку урану нерадіоактивні. У чистому вигляді ця речовина мало небезпечна для людини, набагато більшу небезпеку є радіоактивний безбарвний газ радон, який утворюється при природному розпаді урану.

Як руди уран в АЕС використовувати не можна, жодних реакцій він дати не зможе. Спочатку уранова сировина переробляється на порошок – закис окис урану, а вже після вона стає урановим паливом. Урановий порошок перетворюється на металеві "таблетки", - він пресується в невеликі акуратні колбочки, які обпалюються протягом доби при жахливо високих температурах більше 1500 градусів за Цельсієм. Саме ці уранові пігулки і надходять у ядерні реактори, де починають взаємодіяти один з одним і, зрештою, дають людям електроенергію.
В одному ядерному реакторі одночасно працюють близько 10 мільйонів уранових пігулок.
Звичайно, просто так уранові пігулки в реактор не закидаються. Вони поміщаються в металеві трубки з цирконієвих сплавів - ТВЭли, трубки з'єднуються між собою в пучки і утворюють ТВС - тепловиділяючі зборки. Саме ТВС і можуть по праву називатися паливом АЕС.

Переробка палива АЕС

Приблизно через рік використання урану в ядерних реакторах потрібно міняти. Паливні елементи остуджують протягом декількох років і відправляють на рубку та розчинення. В результаті хімічної екстракції виділяються уран та плутоній, які йдуть на повторне використанняз них зроблять свіже ядерне паливо.

Продукти розпаду урану та плутонію йдуть на виготовлення джерел іонізуючих випромінювань. Вони використовуються в медицині та промисловості.

Все, що залишається після цих маніпуляцій, вирушає в розпечену піч і із залишків вариться скло, яке потім залишається зберігатися у спеціальних сховищах. Чому саме скло? З нього буде дуже складно дістати залишки радіоактивних елементів, які можуть зашкодити навколишньому середовищу.

Новини АЕС — новий спосіб утилізації радіоактивних відходів, що недавно з'явився. Створено так звані швидкі ядерні реактори чи реактори на швидких нейтронах, що працюють на перероблених залишках ядерного палива. За підрахунками вчених, залишки ядерного палива, які сьогодні зберігаються у сховищах, здатні на 200 років забезпечити паливом реактори на швидких нейтронах.

Крім того, нові швидкі реактори можуть працювати на урановому паливі, яке виготовляється з 238 урану, ця речовина не використовується у звичних атомних станціях, т.к. Сьогоднішнім АЕС простіше переробляти 235 та 233 урани, якого в природі залишилося небагато. Таким чином, нові реактори – це можливість використовувати величезні поклади 238-го урану, які до цього ніхто не використав.

Як будується АЕС?

Що таке атомна електростанція? Що це нагромадження сірих будівель, які більшість із нас бачила тільки по телевізору? Наскільки міцні та безпечні ці конструкції? Яка будова АЕС? У серці будь-якої атомної станції знаходиться будівля реактора, поруч із ним розміщується машинний зал та будівля безпеки.

Будівництво АЕС ведеться згідно нормативним актам, регламенти та вимоги безпеки для об'єктів, що працюють з радіоактивними речовинами. Ядерна станція – повноправний стратегічний об'єкт держави. Тому товщина укладання стін та залізобетонних арматурних споруд у будівлі реактора у кілька разів більша, ніж у стандартних споруд. Таким чином, приміщення атомних станцій можуть витримати 8-бальний землетрус, торнадо, цунамі, смерчі та падіння літака.

Будівля реактора увінчується куполом, який захищений внутрішньою та зовнішньою бетонними стінками. Внутрішню бетонну стінку покриває сталевий лист, який у разі аварії повинен створити закритий повітряний простір та не випустити радіоактивні речовини у повітря.

Кожна АЕС має власний басейн витримки. Туди поміщаються уранові пігулки, які вже відслужили власний термін. Після того, як уранове паливо витягують з реактора, воно залишається надзвичайно радіоактивним, щоб реакції всередині ТВЭлов перестали відбуватися, має пройти від 3х до 10ти років (залежно від пристрою реактора, в якому паливо знаходилося). У басейнах витримки уранові таблетки остигають, і всередині них перестають відбуватися реакції.

Технологічна схемаАЕС, а простіше кажучи, схема влаштування атомних станцій буває кількох типів, як і характеристика АЕС та теплова схема АЕС, вона залежить від типу ядерного реактора, який використовується в процесі одержання електроенергії.

Плавуча АЕС

Що таке АЕС, нам уже відомо, але російським ученим спало на думку, взяти атомну станцію і зробити її пересувною. На сьогоднішній день проект майже завершено. Назвали цю конструкцію плавуча АЕС. За задумом плавуча ядерна електростанція зможе забезпечити електрикою місто населенням до двохсот тисяч людей. Головна її перевага – можливість переміщення морем. Будівництво АЕС, здатної до пересування, поки що ведеться лише у Росії.

Новини АЕС це швидкий запуск першої у світі плавучої ядерної електростанції, яка покликана забезпечити енергією портове місто Певек, яке знаходиться в Чукотському автономному окрузі Росії. Називається перша плавуча атомна станція «Академік Ломоносів», будується міні-АЕС у Петербурзі та планується до запуску у 2016 – 2019 роках. Презентація атомної електростанції на плаву відбулася у 2015, тоді будівельники представили майже готовий проектПАЕС.

Плавуча АЕС покликана забезпечити електроенергією найвіддаленіші міста, які мають вихід до моря. Ядерний реактор «Академіка Ломоносова» не такий потужний, як у сухопутних атомних станцій, але має термін експлуатації 40 років, це означає, що жителі невеликого Співаку майже півстоліття не страждатимуть від нестачі електрики.

Плавуча АЕС може бути використана не тільки як джерело теплової та електроенергії, але й для опріснення води. За розрахунками, за добу вона може видати від 40 до 240 кубометрів прісної води.
Вартість першого блоку плавучої АЕС становила 16 з половиною мільярдів рублів, як бачимо, будівництво атомних станцій – не дешеве задоволення.

Безпека АЕС

Після Чорнобильської катастрофи у 1986 році та аварії на Фукусімі у 2011 слова атомна АЕС викликають у людей страх та паніку. Насправді сучасні атомні станції оснащені за останнім словом техніки, розроблені спеціальні правила безпеки, і в цілому захист АЕС складається з трьох рівнів:

На першому рівні має бути забезпечено нормальну експлуатацію АЕС. Безпека АЕС багато в чому залежить від правильно підібраного місця для розміщення атомної станції, якісно створеного проекту, виконання всіх умов будівництва будівлі. Все має відповідати регламентам, інструкціям з безпеки та планам.

На другому рівні важливо не допустити переходу нормальної роботи АЕС до аварійної ситуації. Для цього існують спеціальні прилади, які контролюють температуру та тиск у реакторах, та повідомляють про найменші зміни показань.

Якщо перший і другий рівень захисту не спрацювали, йде третій – безпосередня реакція на аварійну ситуацію. Датчики фіксують аварію і самі реагують на неї - реактори глушать, джерела радіації локалізуються, активна зона охолоджується, про аварію повідомляється.

Безумовно, ядерна електростанція вимагає особливої ​​уваги до системи безпеки як на стадії будівництва, так і на стадії експлуатації. Недотримання суворого регламенту можуть спричинити дуже серйозні наслідки, проте сьогодні більша частина відповідальності за безпеку АЕС лягає на комп'ютерні системи, а людський фактор майже повністю виключений. Зважаючи на високу точність сучасних машин, у безпеці АЕС можна бути впевненими.

Фахівці запевняють, що в сучасних атомних станціях, що стабільно працюють, або, перебуваючи поряд з ними, отримати велику дозу радіоактивного випромінювання неможливо. Навіть працівники АЕС, які, до речі, щодня вимірюють рівень отриманого випромінювання, піддаються опроміненню не більше, ніж звичайні мешканці великих міст.

Ядерні реактори

Що таке АЕС? Це насамперед діючий ядерний реактор. Усередині нього відбувається процес вироблення енергії. У ядерний реактор закладаються ТВС, у ньому ж уранові нейтрони вступають у реакцію один з одним, там вони передають тепло воді і так далі.

Усередині конкретної будівлі реактора знаходяться такі споруди: джерело водопостачання, насос, генератор, парова турбіна, конденсатор, деаератори, очисник, клапан, теплообмінник, безпосередньо реактор та регулятор тиску.

Реактори бувають декількох типів, залежно від того, яка речовина виконує функцію сповільнювача та теплоносія у пристрої. Найімовірніше, що сучасна ядерна електростанція матиме реактори на теплових нейтронах:

• водо-водяні (зі звичайною водою як і сповільнювач нейтронів, і теплоносія);
• графітоводні (уповільнювач – графіт, теплоносій – вода);
• графітогазові (уповільнювач – графіт, теплоносій – газ);
• Важководні (уповільнювач - важка вода, теплоносій - звичайна вода).

ККД АЕС та потужність АЕС

Загальний ККД АЕС (коефіцієнт корисної дії) з водо-водяним реактором близько 33%, з графітоводним – близько 40%, важководним – близько 29%. Економічна спроможність АЕС залежить від ККД ядерного реактора, енергонапруженості активної зони реактора, коефіцієнта використання встановленої потужності протягом року тощо.

Новини АЕС – обіцянка вчених незабаром збільшити ККД атомних станцій у півтора рази, до 50%. Це станеться, якщо тепловиділяючі зборки, або ТВС, які безпосередньо закладаються в ядерний реактор, виготовлятимуть не зі сплавів цирконію, а з композиту. Проблеми АЕС сьогодні в тому, що цирконій недостатньо жароміцний, він не витримує дуже високих температур і тиску, тому і ККД АЕС виходить невисоким, а композит може витримати температуру вище тисячі градусів за Цельсієм.

Експерименти з використання композиту як оболонка для уранових таблеток ведуться у США, Франції та Росії. Вчені працюють над збільшенням міцності матеріалу та його впровадженням в атомну енергетику.

Що таке атомна електростанція? АЕС – це світова електрична міць. Загальна електрична потужність АЕС всього світу – 392082 МВт. Характеристика АЕС залежить насамперед від її потужності. Найпотужніша атомна станція у світі знаходиться у Франції, потужність АЕС Сіво (кожного блоку) більше півтори тисячі МВт (мегават). Потужність інших ядерних електростанцій коливається від 12 МВт у міні-АЕС (Білібінська АЕС, Росія) до 1382 МВт (атомна станція Фламанвіль, Франція). На етапі будівництва знаходяться блок Фламанвіль з потужністю 1650 МВт, атомні станції Південної Кореї Сін-Корі з потужністю АЕС 1400 МВт.

Вартість АЕС

АЕС, що це? Це великі гроші. Сьогодні людям потрібні будь-які засоби видобутку електроенергії. Водяні, теплові та атомні електростанції повсюдно будуються у більш менш розвинених країнах. Будівництво атомної станції – процес не з легких, потребує великих витрат та капіталовкладень, найчастіше грошові ресурси черпаються із державних бюджетів.

У вартість АЕС входять капітальні витрати — витрати на підготовку площі, будівництво, введення обладнання в експлуатацію (суми капітальних витрат позамежні, наприклад, один парогенератор АЕС коштує понад 9 мільйонів доларів). Крім того ядерні станції вимагають і експлуатаційних витрат, які включають покупку палива, витрати на його утилізацію та ін.

З багатьох причин офіційна вартість ядерної станції обчислюється лише приблизно, сьогодні ядерна станція коштуватиме приблизно 21-25 мільярдів євро. З нуля побудувати один атомний блок коштуватиме приблизно 8 мільйонів доларів. У середньому термін окупності однієї станції – 28 років, термін експлуатації – 40 років. Як видно, атомні станції – досить дороге задоволення, але, як ми з'ясували, неймовірно потрібне та корисне для нас із вами.

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 у реакторі виділяється з допомогою ланцюгової реакції розподілу ядерного палива під впливом теплових нейтронів. При цьому утворюються продукти розподілу ядер, серед яких є тверді речовини, і гази - ксенон, криптон. Продукти розподілу мають дуже високу радіоактивність, тому паливо (таблетки двоокису урану) поміщають у герметичні цирконієві трубки - ТВЕЛи (тепловиділяючі 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 провадиться дистанційно з пульта управління. При невеликому переміщенні стрижнів ланцюговий процес або розвиватиметься, або загасатиме. 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, яке 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 в контурі встановлено паровий компенсатор об'єму.
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 управлінняреактором.
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 і 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 речовин, 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. По сигналу АЗ робочі органи АЗ повинні приводитися з будь-яких робочих чи проміжних положень.
Апаратура АЗ має складатися мінімум із двох незалежних комплектів.

Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у діапазоні зміни густини нейтронного потоку від 7% до 120% номінального забезпечувався захист:
1. За щільністю нейтронного потоку - щонайменше ніж 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

Ядерний реактор працює злагоджено та чітко. Інакше, як відомо, буде лихо. Але що там твориться всередині? Спробуємо сформулювати принцип роботи ядерного (атомного) реактора коротко, чітко, із зупинками.

По суті, там відбувається той самий процес, що і при ядерному вибуху. Тільки ось вибух відбувається дуже швидко, а в реакторі це все розтягується на тривалий час. У результаті все залишається цілим і неушкодженим, а ми отримуємо енергію. Не стільки, щоб усе довкола одразу рознесло, але цілком достатню для того, щоб забезпечити електрикою місто.

Перш ніж зрозуміти, як іде керована ядерна реакція, потрібно дізнатися, що таке ядерна реакція взагалі.

Ядерна реакція - Це процес перетворення (розподілу) атомних ядер при взаємодії їх з елементарними частинками та гамма-квантами.

Ядерні реакції можуть проходити як із поглинанням, так і з виділенням енергії. У реакторі використовуються другі реакції.

Ядерний реактор - Це пристрій, призначенням якого є підтримка контрольованої ядерної реакції з виділенням енергії.

Часто ядерний реактор називають ще атомним. Зазначимо, що принципової різниці тут немає, але з погляду науки правильніше використовувати слово "ядерний". Зараз є безліч типів ядерних реакторів. Це величезні промислові реактори, призначені для вироблення енергії на електростанціях, атомні реактори підводних човнів, малі експериментальні реактори, що використовуються у наукових дослідах. Існують навіть реактори, які застосовуються для опріснення морської води.

Історія створення атомного реактора

Перший ядерний реактор був запущений у не такому вже далекому 1942 році. Сталося це у США під керівництвом Фермі. Цей реактор назвали "Чиказькою бронею".

1946 року запрацював перший радянський реактор, запущений під керівництвом Курчатова. Корпус цього реактора був куля семи метрів у діаметрі. Перші реактори не мали системи охолодження, і їхня потужність була мінімальною. До речі, радянський реактор мав середню потужність 20 Ватт, а американський – лише 1 Ватт. Для порівняння: середня потужність сучасних енергетичних реакторів становить 5 гігават. Менш ніж через десять років після запуску першого реактора було відкрито першу у світі промислову атомну електростанцію в місті Обнінську.

Принцип роботи ядерного (атомного) реактора

Будь-який ядерний реактор має кілька частин: активна зона з паливом і сповільнювачем , відбивач нейтронів , теплоносій , система управління та захисту . Як паливо в реакторах найчастіше використовуються ізотопи урану (235, 238, 233), плутонію (239) та торія (232). Активна зона є котел, через який протікає звичайна вода (теплоносій). Серед інших теплоносіїв рідше використовується «важка вода» та рідкий графіт. Якщо говорити про роботу АЕС, то ядерний реактор використовується для одержання тепла. Сама електрика виробляється тим же методом, що і на інших типах електростанцій - пара обертає турбіну, а енергія руху перетворюється на електричну енергію.

Наведемо нижче схему роботи ядерного реактора.

Як ми вже говорили, при розпаді важкого ядра урану утворюються легші елементи та кілька нейтронів. Утворені нейтрони стикаються з іншими ядрами, також викликаючи їх поділ. При цьому кількість нейтронів зростає лавиноподібно.

Тут слід згадати коефіцієнт розмноження нейтронів . Так, якщо цей коефіцієнт перевищує значення, що дорівнює одиниці, відбувається ядерний вибух. Якщо значення менше одиниці, нейтронів замало і реакція згасає. А ось якщо підтримувати значення коефіцієнта дорівнює одиниці, реакція буде протікати довго і стабільно.

Питання, як це зробити? У реакторі паливо знаходиться в так званих тепловиділяючі елементи (ТВЕЛах). Це стрижні, у яких у вигляді невеликих пігулок знаходиться ядерне паливо . ТВЕЛи з'єднані в касети шестигранної форми, яких у реакторі можуть бути сотні. Касети з ТВЕЛ розташовуються вертикально, при цьому кожен ТВЕЛ має систему, що дозволяє регулювати глибину його занурення в активну зону. Крім самих касет серед них розташовуються керуючі стрижні і стрижні аварійного захисту . Стрижні виготовлені з матеріалу, що добре поглинає нейтрони. Так, керуючі стрижні можуть бути опущені на різну глибину в активній зоні, тим самим регулюючи коефіцієнт розмноження нейтронів. Аварійні стрижні покликані заглушити реактор у разі надзвичайної ситуації.

Як запускають ядерний реактор?

З самим принципом роботи ми розібралися, але як запустити та змусити реактор функціонувати? Грубо кажучи, ось він - шматок урану, але ланцюгова реакція не починається в ньому сама по собі. Справа в тому, що в ядерної фізикиіснує поняття критичної маси .

Критична маса - це необхідна для початку ланцюгової ядерної реакції маса речовини, що ділиться.

За допомогою ТВЕЛів та керуючих стрижнів у ректорі спочатку створюється критична маса ядерного палива, а потім реактор у кілька етапів виводиться на оптимальний рівень потужності.

У цій статті ми постаралися дати Вам загальне уявлення про влаштування та принцип роботи ядерного (атомного) реактора. Якщо у Вас залишилися питання на тему або в університеті поставили завдання з ядерної фізики – звертайтесь до спеціалістам нашої компанії. Ми, як завжди, готові допомогти Вам вирішити будь-яке насущне питання навчання. А поки ми цим займаємося, до Вашої уваги чергове освітнє відео!

Принцип роботи атомної електростанції та електростанцій, що спалюють звичайне паливо (вугілля, газ, мазут, торф) однакових: за рахунок тепла, що виділяється, вода перетворюється на пару, яка під тиском подається на турбіну і обертає її. Турбіна, у свою чергу, передає обертання на генератор електричного струму, який перетворює механічну енергію на електричну енергію, тобто генерує струм. У разі теплових електростанцій перетворення води в пару відбувається за рахунок енергії згоряння вугілля, газу тощо, у разі АЕС – за рахунок енергії поділу ядра урану-235.

Для перетворення енергії поділу ядра на енергію водяної пари використовуються установки різних типів, які отримали назву ядерних енергетичних реакторів (установок).Уран зазвичай використовують у вигляді діоксиду - U0 2 .

Оксид урану у складі спеціальних конструкцій поміщають у сповільнювач - речовина, при взаємодії з якою нейтрони швидко втрачають енергію (сповільнюються). Для цих цілей використовується вода або графіт -відповідно до цього реактори називають водними або графітовими.

Для перенесення енергії (іншим словом – тепла) від активної зони до турбіни використовують теплоносій. воду, рідкий метал(наприклад, натрій) або газ(наприклад, повітря чи гелій). Теплоносій омиває зовні розігріті герметичні конструкції, всередині яких відбувається реакція поділу. Внаслідок цього теплоносій нагрівається і, переміщаючись спеціальними трубами, переносить енергію (у вигляді власного тепла). Нагрітий теплоносій використовується для створення пари, яка під високим тиском подається на турбіну.

Рис.Ж.1.Принципова схема АЕС: 1 – ядерний реактор, 2 – циркуляційний насос, 3 – теплообмінник, 4 – турбіна, 5 – генератор електричного струму

У разі газового теплоносія ця стадія відсутня і на турбіну подається безпосередньо нагрітий газ.

У російській (в радянській) атомній енергетиці набули поширення два типи реакторів: так звані Реактор Великої Потужності Канальний (РБМК) і Водо-Водяний Енергетичний Реактор (ВВЕР). На прикладі РБКМ розглянемо принцип роботи АЕС трохи докладніше.

РБМК

РБМК є джерелом електроенергії потужністю 1000 МВт, що відображає запис РБМК-1000Реактор розміщується у залізобетонній шахті на спеціальній опорній конструкції. Навколо нього, зверху та знизу розташована біологічний захист(Захист від іонізуючого випромінювання). Активну зону реактора заповнює графітова кладка(тобто певним чином складені блоки графіту розміром 25x25x50 см) циліндричної форми. По всій висоті зроблено вертикальні отвори (рис. Ж.2.). У них поміщають металеві труби каналами(Звідси назва "канальний"). У канали встановлюють або конструкції з паливом (ТВЕЛ - тепловиділяючий елемент), або стрижні для керування реактором. Перші називаються паливними каналами,другі - каналами управління та захисту.Кожен канал є самостійною герметичною конструкцією. Управління реактором здійснюється зануренням у канал стрижнів, що поглинають нейтрони (для цієї мети використовуються такі матеріали, як кадмій, бор, європій). Чим глибше такий стрижень входить в активну зону, тим більше нейтронів поглинається, отже, кількість ядер, що діляться, зменшується, енерговиділення падає. Сукупність відповідних механізмів називається системою управління та захисту (СУЗ).

Рис.Ж.2.Схема РБМК.

До кожного паливного каналу знизу підводиться вода, яка подається в реактор спеціальним потужним насосом, - він називається Основний циркуляційний насос (ГЦН).Омиваючи ТВС, вода закипає, і на виході з каналу утворюється пароводяна суміш. Вона надходить у барабан-сепаратор (БС)- апарат, що дозволяє відокремити (сепарувати) суху пару від води. Відокремлена вода прямує головним циркуляційним насосом назад у реактор, замикаючи тим самим контур «реактор – барабан-сепаратор – ГНЦ - реактор». Він називається контуром багаторазової примусової циркуляції (КМПЦ).Таких контурів у РБМК два.

Кількість оксиду урану, необхідного для роботи РБМК, становить близько 200 тонн (при їх використанні виділяється така сама енергія, як при спалюванні близько 5 мільйонів тонн вугілля). Паливо «працює» у реакторі 3-5 років.

Теплоносій знаходиться в замкнутому контурі,ізольовані від зовнішнього середовища, виключаючи будь-яке значуще радіаційне забруднення. Це підтверджується дослідженнями радіаційного стану навколо АЕС як самими службами станцій, так і контролюючими органами, екологами, міжнародними організаціями.

Охолодна вода надходить із водоймища біля станції. При цьому вода, що забирається, має природну температуру, а що надходить назад у водойму - приблизно на 10°С вище. Існують суворі нормативи щодо температури нагріву, які додатково посилюються з урахуванням місцевих екосистем, але так зване «теплове забруднення» водойми є, ймовірно, найбільш значущою екологічною шкодою від атомних електростанцій. Цей недолік не є важливим і непереборним. Щоб уникнути його, поряд з водоймищами-охолоджувачами (або замість них) використовуються градирні.Вони є величезні споруди як конічних труб великого діаметра. Охолоджувальна вода після нагрівання в конденсаторі подається в численні трубки, розташовані всередині градирні. Ці трубки мають невеликі отвори, через які вода витікає, утворюючи всередині градирні «гігантський душ». Вода, що падає, охолоджується за рахунок атмосферного повітря і збирається під градирнею в басейні, звідки забирається для охолодження конденсатора. Над градирнею внаслідок випаровування води утворюється біла хмара.

Радіоактивні викиди АЕС на 1-2 порядкинижче гранично допустимих (тобто прийнятно безпечних) значень, а концентрація радіонуклідів у районах розташування АЕС у мільйони разів менше ГДК та у десятки тисяч разів менше природного рівня радіоактивності.

Радіонукліди, що у ОС під час роботи АЕС, є переважно продукти поділу. Основну частину з них складають інертні радіоактивні гази (ІРГ), які мають малі періоди. напіврозпадуі тому не надають відчутного на навколишнє середовище (вони розпадаються раніше, ніж встигають впливати). Крім продуктів розподілу деяку частину викидів становлять продукти активації (радіонукліди, що утворилися із стабільних атомів під дією нейтронів). Значними з погляду радіаційного впливу є довгоживучі радіонукліди(ДЖН, основні дозоутворюючі радіонукліди - цезій-137, стронцій-90, хром-51, марганець-54, кобальт-60) та радіоізотопи йоду(В основному йод-131). При цьому їхня частка у викидах АЕС вкрай незначна і становить тисячні частки відсотка.

За підсумками 1999 року викиди радіонуклідів на АЕС з інертних радіоактивних газів не перевищували 2,8% допустимих значень для уран-графітових реакторів і 0,3% - для ВВЕР та БН. За довгоживучими радіонуклідами викиди не перевищували 1,5% допустимих викидів для уран-графітових реакторів та 0,3% - для ВВЕР та БН, за йодом-131, відповідно, 1,6% та 0,4%.

Важливим аргументом на користь ядерної енергетикиє компактність палива. Округлені оцінки такі: з 1 кг дров можна зробити 1 кВт-год електроенергії, з 1 кг вугілля - 3 кВт-год, з 1 кг нафти - 4 кВт-год, з 1 кг ядерного палива (низькозбагаченого урану) -300 000 кВт- год.

А важкий енергоблокпотужністю 1 ГВт споживає приблизно 30 тонн низькозбагаченого урану на рік (тобто приблизно один вагон на рік).Для забезпечення року роботи такою ж за потужністю вугільної електростанціїнеобхідно близько 3 мільйонів тонн вугілля (тобто близько п'яти залізничних поїздів на день).

Викиди довгоживучих радіонуклідів вугільної або мазутної електростанцій усередньому в 20-50 (а за деякими оцінками в 100) разів вище, ніж АЕС такої ж потужності.

Вугілля та інші викопні види палива містять калій-40, уран-238, торій-232, питома активність кожного з яких становить від кількох одиниць до кількох сотень Бк/кг (і, відповідно, такі члени їх радіоактивних рядів, як радій-226, радій -228, свинець-210, полоній-210, радон-222 та інші радіонукліди). Ізольовані від біосфери в товщі земної породи при спалюванні вугілля, нафти і газу вони звільняються і викидаються в атмосферу. Причому це переважно найбільш небезпечні з погляду внутрішнього опромінення альфа-активні нукліди. І хоч природна радіоактивність вугілля, як правило, відносно невисока, кількістьпалива, що спалюється, на одиницю виробленої енергії колосально.

Внаслідок дози опромінення населення, що проживає поблизу вугільної електростанції (при ступені очищення димових викидів на рівні 98-99%) більше, ніж дози опромінення населення поблизу АЕС у 3-5 разів.

Крім викидів в атмосферу, необхідно враховувати, що в місцях концентрування відходів вугільних станцій спостерігається значне підвищення радіаційного фону, яке може призводити до доз, що перевищують, гранично допустимі. Частина природної активності вугілля концентрується у золі, яка на електростанціях накопичується у величезних кількостях. При цьому у пробах золи Кансько-Ачинського родовища відзначаються рівні понад 400 Бк/кг. Радіоактивність летючої золи донбаського кам'яного вугілляперевищує 1000 Бк/кг. І ці відходи не ізольовані від довкілля. Виробництво ГВт-року електроенергії за рахунок спалювання вугілля призводить до потрапляння в довкілля сотень ГБ до активності (в основному альфа).

Такі поняття, як «радіаційна якість нафти і газу», стали привертати серйозну увагу порівняно недавно, тоді як вміст природних радіонуклідів у них (радія, торію та інших) можуть досягати значних величин. Наприклад, об'ємна активність радону-222 природному газів середньому від 300 до 20 000 Бк/м 3 за максимальних значень до 30 000-50 000. І таких кубометрів Росія видобуває на рік майже 600 мільярдів.

Слід все ж зазначити, що радіоактивні викиди як АЕС, так і ТЕС не призводять до помітних наслідків для здоров'я населення. Навіть для вугільних станцій - це третьорядний екологічний фактор, який за значимістю суттєво нижчий від інших: хімічних та аерозольних викидів, відходів та ін.

ДОДАТОК З

Атомна енергетика - одна з областей промисловості, що розвиваються, що продиктовано постійним зростанням споживаної електроенергії. Дуже багато країн мають джерела вироблення енергії з допомогою «мирного атом».

Карта атомних електростанцій Росії (РФ)

Росія входить до цього числа. Історія АЕС Росії починається з далекого 1948 року, коли винахідник радянської атомної бомби І.В. Курчатов ініціював проектування першої атомної електростанції на території тоді ще Радянського Союзу. Атомні станції Росіїберуть свій початок із спорудження Обнінської АЕС, яка стала не лише першою в Росії, але першою у світі атомною станцією.

Росія унікальна країна, яка має технологію повного циклу атомної енергетики, що передбачає всі етапи, від видобутку руди до кінцевого отримання електроенергії. При цьому завдяки своїм великим територіям Росія має достатній запас урану, як у вигляді земних надр, так і у вигляді збройового обладнання.

На даний момент ядерні електростанції у Росіївключають 10 діючих об'єктів, які забезпечують потужність в 27 ГВт (ГігаВатт), що становить приблизно 18% в енергетичному балансі країні. Сучасний розвитоктехнології дозволяє зробити атомні електростанції Росії безпечними для довкілля об'єктами, незважаючи на те, що використання атомної енергіїє найнебезпечнішим виробництвом з погляду промислової безпеки.

Карта ядерних електростанцій (АЕС) Росії включає не тільки діючі станції, але також споруджувані, яких налічується близько 10 штук. При цьому до тих, хто будується, відносяться не тільки повноцінні атомні станції, але також перспективні розробки у вигляді створення плавучої атомної станції, що відрізняється мобільністю.

Список атомних електростанцій Росії має такий вигляд:

Сучасний станатомної енергетики Росії дозволяє говорити про наявність великого потенціалу, який у найближчому майбутньому може реалізуватися у створенні та проектуванні реакторів нового типу, що дозволяють виробляти великі обсяги енергії за менших витрат.