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

Історія АЕС

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

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

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

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

Особливості атомної енергетики

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

Проблема палива

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

Принцип роботи двоконтурної АЕС

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

Принцип роботи триконтурної АЕС

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

Чорнобиль

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

Фукусіма

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

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

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

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

Підсумки

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

Принципова теплова схема АЕСоб'єднує технологічні схемиустановок, що входять до системи АЕС, розглянутих у попередніх розділах. Вона включає в себе тільки основні установки - реакторну, парогенераторну, паротурбінну, конденсаційну та конденсатно-живильний

тракт, на важливу схему наносять основні трубопроводи, що з'єднують установки в єдину технологічну систему, на лініях стрілками вказують напрямок потоків пари і конденсату.

Незалежно від числа основних та допоміжних агрегатів на Важливою тепловою схемою однотипне обладнання зображується лише один раз, але з усіма послідовно включеними елементами: наприклад, при встановленні на АЕС кількох турбін на принциповій схемі зображують лише одну; трубопроводи вказують тільки однією лінією у напрямку основного потоку незалежно від числа паралельних потоків, без поперечних зв'язків між трубопроводами до окремих агрегатів, якщо такі існують, і без трубопроводів допоміжного призначення, наприклад, дренажних з дренажними баками, системи технічної води та ін. що входить до складу трубопроводів або встановлену на самих агрегатах, також не наносять, виняток становить тільки арматура, що має принципове значення, наприклад, регулювальні вентилі 21 (рис. 15.1) та 3 (Див. рис. 15.3).

Принципова теплова схема є основою для теплового розрахунку АЕС, для вирішення різних завдань, наприклад, видачі турбобудівному заводу технічного завдання на проектування нової машини, вибору потужності та параметрів основних агрегатів, встановлення теплової економічності АЕС в інших умовах порівняно із заводським розрахунком вакууму в конденсаторі та ін Складена для кожного з цих варіантів принципова схема підлягає попередньому розрахунку, на основі якого можна уточнити основні характеристики обладнання: найбільш економічний розподіл регенеративного підігріву по сходах, число ступенів підігріву, тиск у деаераторі та ін З перерахованих вище завдань і з гол. 3 випливає, що в основному розрахунок теплової схеми та різні її варіанти відносяться практично тільки до турбінної установки. Тому важливі схеми АЕС нижче даються як теплові схеми паротурбінної частини станції.

На рис. 15.1 наведено принципову теплову схему паротурбінної частини двоконтурної АЕС з ВВЕР-440. На цій АЕС встановлюються дві турбіни К-220-44, але оскільки теплова схема є принциповою, то на рис. 15.1 показана тільки одна турбіна, хоча турбіна має два двопотокові ЦНД, на малюнку показаний тільки один потік одного ЦНД.

Параметри пари у відборах турбіни можна взяти по рис. 8.1а. Між ЦСД та ЦНД встановлено сепаратор та двоступінчастий промперегрівач. У кожної турбіни їх дві, але на рис. 15.1 показаний один, оскільки схема принципова; другий ступінь перегрівача харчується свіжою парою.

1 2 - Ущільнення штоків клапанів турбіни; 3 - Ущільнення валу турбіни; 4 - ЦСД турбіни; 5 6 - ЦНД турбіни; 7 8 - насос тепломережі; 9 - конденсатор турбіни; 10 11 - Основний ежектор; 12 - ежектор ущільнень; 13 - конденсатоочищення; 14 15 - ПНД; 16 - дренажний насос; 17 - охолоджувач дренажу; 18 - Деаератор; 19 - живильний насос з електроприводом; 20 - ПВД; 21 - регулятор тиску; 22 23 - БРУ-СП; 24 - БРУ-К

Турбінна установка має п'ять відборів пари з ЦСД (включаючи відбір після ЦСД) та три відбори пари з ЦНД, всього вісім відборів. Пара першого відбору в якості гріючого направляється в ПВД-3, в нього ж надходить і конденсат пари, що гріє, промперегревателя другого ступеня. Пара другого відбору надходить як пар, що гріє, в перший ступінь перегрівача і в ПВД-2. Пар третього відбору живить ПВД-1 та колектор пара власних потреб. Від колектора пари власних потреб пар надходить через регулятор підтримки постійного тиску в деаератор, і навіть на пароежекторную машину, встановлену машинному залі, на випарні апарати спецводоочищення (СВО) та інших. До колектору пари власних потреб є резервний підведення пари з паропроводів свіжого пара через БРУ власних потреб (БРУ-СП). У деаератор каскадом зливаються також конденсати гріючих пар ПВД. Випар деаератора як робоче середовище надходить в ежектори - основний і ущільнений. Добірна пара з четвертого ступеня використовується як пар, що гріє

для ПНД-5 та для другого ступеня підігрівача мережної води. (На жаль, для підігрівачів мережевої води все ще вживається термін "бойлер", що зовсім не відповідає суті процесу.) Турбіна К-220-44 працює на нерадіоактивній парі, тому підігрівачі мережної води - без проміжного контуру. Однак для більшої радіаційної безпеки тиск у тепловій мережі приймається більшим, ніж для пари, що гріє; для схеми, зображеної на рис. 15.1 тиск води в тепловій мережі прийнято 0,6 - 0,7 МПа, тому при нещільностях в теплообмінної поверхні перетік води можливий тільки з теплової мережі в пар, що гріє, але не навпаки.

Пар з п'ятого відбору використовується як гріюче середовище для ПНД-4, а пара шостого відбору - для ПНД-3 і для першого ступеня підігрівача мережної води; пар сьомого та восьмого відборів подається відповідно до ПНД-2 та ПНД-1.

Конденсат пари, що гріє, підігрівачів мережевої води каскадно зливається з другого ступеня в першу і з неї в корпус ПНД-2. Конденсат з ПНД-5 зливається в ПНД-4 і потім закачується дренажним насосом в тракт конденсату. Аналогічно виконано схему зливу дренажу і для ПНД-3 і ПНД-2, проте для підвищення теплової економічності на сливі з ПНД-3 встановлено охолоджувач дренажу. Конденсат пари, що гріє, ПНД-1 через охолоджувач дренажу зливається в конденсатор.

У конденсатор надходять пара після ЦНД та знесолена додаткова вода. конденсат, Що Утворився, після конденсатора проходить через охолоджувачі робочої пари ежекторів (основного і ущільнень) і надходить на конденсатоочищення. Через конденсатоочищення (рис. 15.1) проходить 100% витрати турбінного конденсату, але не 100% витрати пари на турбіну, так як конденсат пари, що гріє (за винятком ПНД-1) надходить безпосередньо в конденсатно-живильний тракт.

Ежектори розміщені до конденсатоочищення, так як важлива безпосередня близькість основного ежектора до конденсатора, а невеликий приріст температури конденсату перед іонообмінними фільтрами практично не змінює температурний режим їх роботи. Конденсат робочої пари ежекторів зливається в конденсатор: безпосередньо для основного ежектора і через дренажний бак із наступним закачуванням в конденсатор для ежектора ущільнень.

При раптовій зупинці турбіни є можливість скидання свіжої пари безпосередньо в конденсатор через відповідну БРУ (через БРУ-К). На схемі показані також подача пари на ущільнення турбіни та їх відсмоктування. Так як у турбіни К-220-44 ЦСД однопоточний, це знайшло своє відображення в організації ущільнення цієї частини турбіни. Як і на всіх наступних сучасних теплових схемах АЕС як робоче середовище ежекторів, основного та ущільнень, використовується випар деаератора.

Принципова теплова схема паротурбінної частини двоконтурної АЕС із ВВЕР-1000 та тихохідною турбіною потужністю 1000 МВт наведена на рис. 15.2. Теплові схеми на мал. 15.1 та 15.2 в цілому однотипні. Проте є деякі відмінності. Насамперед розрізняються привід живильного насоса для ВВЕР-1000 застосований турбоприводом. На важливій схемі рис. 15.2 показана тільки одна із двох приводних турбін, потужність кожної 12 МВт. Конденсат приводної турбіни зливається до основного конденсатора. Оскільки на принциповій схемі вказуються лише постійно діючі елементи, то малюнку не показані пускові електронасоси; їх встановлено два з подачею по 150 т/год. Пара, одержуваний у парогенераторі в пусковий період, через БРУ-СН надходить у колектор потреб, від якого є резервне харчування приводної турбіни. Після виходу на потужність основної турбіни приводна турбіна живиться постійно пором після СПП, як показано на рис. 15.2.

1 2 - блок стопорно-регулюючих клапанів; 3 - ЦСД турбіни; 4 - ущільнення валу турбіни; 5 - сепаратор-промперегрівач; 6 - відсічна заслінка; 7 - ЦНД турбіни; 8 - Підігрівачі мережевої води; 9 - насос тепломережі; 10 - конденсатор турбіни; 11 - конденсатний насос першого ступеня; 12 - Основний ежектор; 13 - ежектор ущільнень; 14 - конденсатоочищення; 15 - конденсатний насос другого ступеня; 16 - ПНД; 17 - дренажний насос; 18 - охолоджувач дренажу; 19 - Деаератор; 20 - живильний насос із турбоприводом; 21 - ПВД; 22 - колектор пари власних потреб; 23 - БРУ-СП; 24 - БРУ-К

Сепарат із СПП направляється в деаератор, а конденсат пари, що гріє, промперегрівача - з першого ступеня в ПВД-2, а з другого - в ПВД-3. Живлення ПВД пором здійснюється з першого, другого та третього відборів турбіни. Конденсат гріючої пари ПВД-1 зливається в ПНД-4, а конденсат гріючої пари ПВД-3 - в ПВД-2, з якого він перетікає в деаератор, але може при нерозрахунковому режимі зливатися з ПВД-2 в ПВД-1 і разом з дренажем ПВД-1 надходити до ПНД-4. Число ПНД зменшено порівняно з рис. 15.1, встановлені два дренажні насоси і два охолоджувачі дренажу. Це має сприяти підвищенню теплової економічності турбіни К-1000-60/1500 у порівнянні з К-220-44. На противагу цьому подача конденсату пари, що гріє, підігрівачів тепломережі в конденсатор, а не в один з корпусів ПНД, знижує теплову економічність і зайво завантажує аніоніт конденсатоочищення. Пара на ущільнення турбіни подається з деаератора. За виконанням цієї лінії видно, що ЦСД для цієї турбіни двопотокові.

Розгляд схем рис. 15.1 їм 15.2 та їх зіставлення показують суттєвий розвиток регенеративної системи для турбін двоконтурної АЕС. Значною мірою можливості підвищення теплової економічності двоконтурної АЕС є вже вичерпаними. У схемах двоконтурної АЕС матеріалом теплообмінних поверхонь для ПВД є вуглецева сталь, а ПНД - часто латунь. Таке рішення небажане з двох причин. По-перше, використання міді є доцільним в інших галузях техніки. По-друге, наявність оксидів міді у питній воді інтенсифікує корозію сталей. В окремих проектах, незважаючи на двоконтурність АЕС, трубки ПНД виконують з нержавіючих аустенітних сталей. Більш правильним рішенням було б застосування трубок ПНД сталі 08Х14МФ або перлітних сталей (що зменшить капіталовкладення для АЕС). Досвід звичайної теплоенергетики свідчить про те, що в умовах води високої чистоти при дозуванні окисника (газоподібного кисню або перекису водню) в конденсат після конденсатоочищення таке рішення цілком допустиме, воно є доцільним і для одноконтурної АЕС.

Особливості теплової схеми одноконтурної АЕС пов'язані з радіоактивністю пари. У будь-якій схемі таких АЕС обов'язково: по-перше, включення в теплову схему випарника для отримання нерадіоактивної пари, що подається на ущільнення турбін, по-друге, використання проміжного водяного контуру між парою, що гріє, і водою тепломережі. Виконання цих рішень є обов'язковим.

Основна відмінність теплових схем одноконтурної АЕС від двоконтурної АЕС пов'язана із забезпеченням надійного

водного режиму реактора У реактор двоконтурної АЕС ззовні надходить невелика кількість води для підживлення, а продукти корозії мають своїм джерелом обмежений перший контур, що виконується з нержавіючих аустенітних сталей. У реактор одноконтурної АЕС надходять великі витрати поживної води, рівні паропродуктивності установки, і продукти корозії як реакторного контуру, а й усієї регенеративної системи турбіни. Від природних домішок води реактор одноконтурної АЕС надійно захищає 100%-не конденсатоочищення. Тому основну увагу при розробці теплової схеми турбінної частини одноконтурної АЕС приділяють вирішенню проблеми видалення продуктів корозії з тракту, що передує реактору. Ці питання вирішуються по-різному і не знайшли свого остаточного вирішення. На перших блоках вітчизняних одноконтурних АЕС з РБМК-1000, прагнучи зменшити надходження продуктів корозії у воду реактора, підігрівачі високого тиску не встановлювали, всі конденсати пари, що гріє, і слив з сепаратора направляли в конденсатор для подальшого очищення їх спільно з турбінним конденсатом на конденс. Втрату теплової економічності, що викликається зливом у конденсатор всіх цих потоків, певною мірою компенсували охолоджувачі дренажів, які були встановлені після кожного ПНД і відповідно ускладнювали схему. Для РБМК-1000 відмова від установки ПВД ​​збереглася, але в теплову схему АЕС з РБМК-1000 було внесено певні зміни. Така схема, здійснена багатьох блоках з РБМК-1000, показано на рис. 15.3.

Основні особливості цієї теплової схеми є такими; для зменшення надходження продуктів корозії в реакторну воду, як було зазначено вище, ПВД не встановлені, що призводить до певної втрати теплової економічності, так як температура живильної води нижче оптимальної; охолоджувач дренажу залишений лише після ПНД-1; сепарат із СПП зливається в ПНД-3; конденсат гріючої пари першого та другого ступенів перегріву направлений в деаератор; всі конденсати гріючих пар каскадом зливаються в конденсатор.

Таке рішення призводить до помітної втрати теплової економічності. Крім того, з цього потоку потрібно видаляти саме продукти корозії, що вимагає лише механічної фільтрації, але не іонного обміну, що здійснюється в конденсатоочистку. Тому очищення конденсатів гріючих пар ПНД на конденсатоочищення призводить до перевитрати смол, зокрема дорогого аніоніту. Більш раціональне (переважне) рішення з очищення конденсату пари ПНД, що гріє, показано на рис. 15.4 бу порівнянні з рішенням, здійсненим за рис. 15.4 a, Що відповідає тепловій схемі рис. 15.3.

1 - живильний насос; 2 - Деаератор; 3 - регулятор тиску; 4 - Випарник; 5 - ущільнення штоків клапанів турбіни; 6 - блок стопорно-регулюючих клапанів; 7 - ЦСД турбіни; 8 - сепаратор-промперегрівач; 9 - ущільнення валу турбіни; 10 - ЦНД турбіни; 11 - відсікаюча заслінка; 12 - підігрівачі промконтуру тепломережі; 13 - насос промконтуру тепломережі; 14 - конденсатор турбіни; 15 - конденсатний насос першого підйому; 16 - Основний ежектор; 17 - ежектор ущільнень; 18 - конденсатоочищення; 19 - конденсатний насос другого підйому; 20 - ПНД

Як видно із рис. 15.4 а, конденсатоочищення складається з катіонітового фільтра, що грає роль механічного фільтра, і наступного фільтра змішуючого дії ФСД, в якому в змішаному шарі катіоніту і аніоніту відбувається іонний обмін. Дослідження показують, що у власне турбінному конденсаті вміст оксидів заліза близький до їхньої істинної розчинності; вміст оксидів заліза в каскадному зливі конденсатів пар, що гріють, становить 35-40 мкг/кг, істотно перевищуючи розчинність. Змішування двох потоків з різними фізико-хімічними показниками та їх спільне очищення погіршує ступінь виведення продуктів корозії з тракту та здорожує конденсатоочищення. Більш правильним є роздільне очищення цих потоків, показане на рис. 15.4 б. Наповнювачі для механічних фільтрів пропонуються різні. Важливо те, що всі вони істотно дешевші за іонообмінні смоли. Зіставлення рис. 15.4 аі бпоказує також, що скорочується взагалі число

фільтрів. Каскадний злив усіх дренажів системи ПНД, показаний на рис. 15.3 є помилковим рішенням, прийнятим ХТГЗ за погодженням з ЛАЕС, на якій встановлювалися перші блоки РБМК. При цьому економічність турбінної установки і, отже, усієї АЕС є найменшою. Помилково також використання як механічний фільтр нерегенерованого катіоніту. Це рішення не тільки найдорожче, а й найбільш несприятливе, тому що навіть катіоніт, що не регенерується, сприятиме коливанням значення рН, що несприятливо для одноконтурної АЕС. Більш раціонально використовувати як механічний фільтр електромагнітний фільтр (ЕМФ).

На ЕМФ слід очищати від механічних домішок (продуктів корозії) і всі дренажі ПНД, і навіть теплофікаційної установки. Велика перевага ЕМФ - їхня виняткова компактність, що пов'язано з великою допустимою швидкістю фільтрування (1000 м 3 /год). Так, на турбіну потужністю 750 МВт при повному витраті поживної води достатньо трьох фільтрів діаметром 1 м та висотою 3 м. Установка ЕМФ показана на рис. 15.5.

У фільтр завантажуються м'якомагнітні кульки діаметром 6 мм. При накладенні електромагнітного поля феромагнітні забруднення води переміщуються до магнітних полюсів кульок, де й відкладаються. Немагнітні оксиди заліза та інших металів і неметалеві забруднення більшою мірою адсорбуються магнітними оксидами заліза, що відклалися. При перевищенні опору фільтра на 0,1 МПа (10%) фільтр автоматично переводиться в режим промивання, після завершення якого автоматично включається в роботу. Під час роботи фільтра засувки 2 і 5 відкриті, а засувки 4, 6 і 7 закриті. Фільтр виводиться на промивання через 1 – 2 тижні роботи (залежно від зростання опору). При переведенні в режим промивки відкривається засувка 7 на байпас фільтра. Потім закриваються засувки 2 і 5 і відкриваються засувки 4 і 6 для проходу води у фільтр із наступним скиданням її в дренажний бак. Промивання займає близько 2 хв. Введення фільтра в роботу передбачає закриття засувок 4 і 6 , відкриття засувок 2 і 5 та закриття засувки 7 .

Великим недоліком ЕМФ є виключення їх з роботи та викид уже поглинених продуктів корозії у воду "залпом", що може статися без електронапруги. Тому у схемі їх установки завжди повинні передбачатися "страхувальні" елементи після ЕМФ. Таким елементом є ФСП на рис. 15.6 та фільтр насипного типу після ЕМФ на сливі всіх дренажів (рис. 15.6).

1 - вода для очищення; 2, 4, 5, 6, 7 - засувки; 3 - ЕМФ; 5 - очищена вода

Рис. 15.6. Використання ЕМФ у поєднанні зі "страхувальними" елементами:

1 - ЕМФ; 2 - ФСД; 3, 4 - насипний фільтр

На жаль, для створюваних ХТГЗ блоків з РБМК-1500 за згодою замовника сепарат взагалі (без очищення!) закачують у реактор.

Пропозиція створення реактора АМ майбутньої АЕС вперше прозвучала 29 листопада 1949 р. на нараді наукового керівника атомного проекту І.В. Курчатова, директора Інституту фізпроблем О.П. Александрова, директора НДІХімашу Н.А. Доллежаля та вченого секретаря НТС галузі Б.С. Позднякова. Нарада рекомендувала включити до плану НДР ПГУ на 1950 р. «проект реактора на збагаченому урані з невеликими габаритами лише з енергетичних цілей загальною потужністю з тепловиділення 300 одиниць, ефективною потужністю близько 50 одиниць» з графітом і водяним теплоносієм. Тоді ж було дано доручення про термінове проведення фізичних розрахунків та експериментальних досліджень з цього реактора.

Пізніше І.В. Курчатов та А.П. Завенягін пояснювали вибір реактора АМ для першочергового будівництва тим, «що в ньому може бути більшим, ніж в інших агрегатах, використаний досвід звичайної котельної практики: загальна відносна простота агрегату полегшує та здешевлює будівництво».

У цей період різних рівнях обговорюються варіанти використання енергетичних реакторів.

ПРОЕКТ

Було визнано доцільним розпочати створення реактора для корабельної енергетичної установки. В обґрунтуванні проекту цього реактора і для «принципового підтвердження... практичної можливості перетворення тепла ядерних реакцій атомних установок на механічну та електричну енергії» було вирішено побудувати в Обнінську, на території Лабораторії «В» атомну електростанцію з трьома реакторними установками, в тому числі та установкою АМ, що стала реактором Першої АЕС).

Постановою РМ СРСР від 16 травня 1950 р. НДДКР з АМ доручалися ЛІПАН (інститут І.В. Курчатова), НДІХіммаш, ДСПІ-11, ВТІ). У 1950 - на початку 1951 рр. ці організації провели попередні розрахунки (П.Е. Немировський, С.М. Фейнберг, Ю.Н. Занков), попередні проектні опрацювання та ін, потім всі роботи з цього реактора були, за рішенням І.В. Курчатова, передані до Лабораторії «В». Науковим керівником призначено, головним конструктором - Н.А. Доллежаль.

Проектом були передбачені наступні параметри реактора: теплова потужність 30 тис. кВт, електрична потужність – 5 тис. кВт, тип реактора – реактор на теплових нейтронах з графітовим сповільнювачем та охолодженням натуральною водою.

На той час у країні вже був досвід створення реакторів такого типу (промислові реактори для напрацювання бомбового матеріалу), але вони суттєво відрізнялися від енергетичних, до яких належить реактор АМ. Складнощі були пов'язані з необхідністю отримання в реакторі АМ високих температур теплоносія, з чого випливало, що доведеться вести пошук нових матеріалів і сплавів, що витримують ці температури, стійкі до корозії, що не поглинають нейтрони у великих кількостях та ін. Для ініціаторів будівництва АЕС з реактором АМ ці проблеми були очевидні спочатку, питання в тому, як швидко і наскільки вдало їх вдасться подолати.

РОЗРАХУНКИ І СТЕНД

На момент передачі роботи з АМ в Лабораторію «В» проект визначився лише загалом. Залишалося багато фізичних, технічних і технологічних проблем, які треба було вирішити, і їхня кількість зростала в міру роботи над реактором.

Насамперед це стосувалося фізичних розрахунків реактора, які доводилося вести, не маючи багатьох необхідних для цього даних. У Лабораторії "В" деякими питаннями теорії реакторів на теплових нейтронах займався Д.Ф. Зарецький, а основні розрахунки проводилися групою М.Є. Минашина у відділі А.К. Красіна. М.Є. Минашина особливо турбувала відсутність точних значень багатьох констант. Організувати їхній вимір на місці було складно. З його ініціативи частина з них поступово поповнювалася в основному за рахунок вимірювань, проведених ЛІПАН і небагатьох в Лабораторії «В», але в цілому не можна було гарантувати високу точність параметрів, що розраховуються. Тому наприкінці лютого - на початку березня 1954 р. було зібрано стенд АМФ - крітсборка реактора АМ, яка підтвердила задовільну якість розрахунків. І хоча на складання не можна було відтворити всі умови реального реактора, результати підтримали надію на успіх, хоч сумнівів залишалося багато.

На цьому стенді 3 березня 1954 р. була вперше в Обнінську здійснена ланцюгова реакція поділу урану.

Але, враховуючи, що експериментальні дані постійно уточнювалися, удосконалювалася методика розрахунків, до запуску реактора тривало вивчення величини завантаження реактора паливом, поведінка реактора в нестандартних режимах, обчислювалися параметри поглинаючих стрижнів та інших.

СТВОРЕННЯ ТВЕЛУ

З іншим найважливішим завданням – створенням тепловиділяючого елемента (твела) – блискуче впоралися В.А. Малих та колектив технологічного відділу Лабораторії «В». Розробкою твела займалося кілька суміжних організацій, але лише варіант, запропонований В.А. Малих, показав високу працездатність. Пошук конструкції було завершено наприкінці 1952 р. розробкою нового типу твела (з дисперсійною композицією уран-молібденової крупки в магнієвій матриці).

Цей тип твела дозволяв проводити їхнє відбраковування на передреакторних випробуваннях (в Лабораторії «В» для цього були створені спеціальні стенди), що дуже важливо для забезпечення надійної роботи реактора. Стійкість нового твела в нейтронному потоці вивчалася в ЛІПАН на реакторі МР. У НДІХіммаші були розроблені робочі канали реактора.

Так вперше в нашій країні була вирішена, мабуть, найголовніша і найскладніша проблема, що зароджується. атомної енергетики- Створення тепловиділяючого елемента.

БУДІВНИЦТВО

У 1951 р., одночасно з початком у Лабораторії «В» дослідних робітпо реактору АМ, на її території розпочалося будівництво будівлі атомної станції.

Начальником будівництва було призначено П.І. Захаров, головним інженером об'єкта – .

Як згадував Д.І. Блохінцев, «будівля АЕС у найважливіших своїх частинах мала товсті стіни із залізобетонного моноліту, щоб забезпечити біологічний захист від ядерного випромінювання. У стіни закладалися трубопроводи, канали для кабелю, вентиляції тощо. Зрозуміло, що переробки були неможливими, і тому при проектуванні будівлі, по можливості, передбачалися запаси з розрахунком на передбачувані зміни. На розробку нових видів обладнання та виконання науково-дослідних робіт давалися науково-технічні завдання для «сторонніх організацій» – інститутів, конструкторських бюро та підприємств. Часто ці завдання не могли бути повними і уточнювалися і доповнювалися в міру проектування. Основні інженерно-конструкторські рішення... розроблялися конструкторським колективом на чолі з Н.А. Доллежалем та її найближчим помічником П.І. Алещенковим...»

Стиль роботи з будівництва першої АЕС характеризувався швидким прийняттям рішень, швидкістю розробок, певною виробленою глибиною первинних опрацювань і способами доопрацювання технічних рішень, що приймаються, широким охопленням варіантних і страхуючих напрямків. Першу АЕС було створено за три роки.

ПУСК

На початку 1954 р. почалася перевірка та випробування різних систем станції.

9 травня 1954 року у Лабораторії "В" почалося завантаження активної зони реактора АЕС паливними каналами. При внесенні 61-го паливного каналу було досягнуто критичного стану, о 19 год. 40 хв. У реакторі почалася ланцюгова самопідтримується реакція поділу ядер урану. Відбувся фізичний запуск атомної електростанції.

Згадуючи про пуск, писав: «Поступово потужність реактора збільшувалася, і нарешті десь біля будівлі ТЕЦ, куди подавалася пара від реактора, ми побачили струмінь, що з дзвінким шипінням виривався з клапана. Біла хмаринка звичайної пари, і до того ж ще недостатньо гарячої, щоб обертати турбіну, здалося нам дивом: адже це перша пара, отримана на атомній енергії. Його поява стала приводом для обіймів, привітань «з легкою парою» і навіть для сліз радості. Наше тріумфування поділяв і І.В. Курчатов, який брав участь у роботі у ті дні. Після отримання пари з тиском 12 атм. і при температурі 260 ° C стало можливим вивчення всіх вузлів АЕС в умовах, близьких до проектних, а 26 червня 1954, у вечірню зміну, о 17 год. 45 хв., була відкрита засувка подачі пари на турбогенератор, і він почав виробляти електроенергію від атомного казана. Перша у світі атомна електростанціястала під промислове навантаження».

«У Радянському Союзі зусиллями вчених та інженерів успішно завершено роботи з проектування та будівництва першої промислової електростанції на атомній енергії корисною потужністю 5000 кіловат. 27 червня атомна станція була пущена в експлуатацію і дала електричний струм для промисловості та сільського господарства прилеглих районів.

Ще до пуску була підготовлена ​​перша програма експериментальних робіт на реакторі АМ, і аж до закриття станції він був однією з основних реакторних баз, на яких проводилися нейтронно-фізичні дослідження, дослідження з фізики твердого тіла, випробування твелів, ЕГК, напрацювання ізотопної продукції та ін. На АЕС пройшли підготовку екіпажі перших атомних підводних човнів, атомного криголаму «Ленін», персонал радянських та зарубіжних АЕС.

Пуск АЕС для молодого колективу інституту став першою перевіркою на готовність до вирішення нових та складніших завдань. У початкові місяці роботи доводили окремі агрегати та системи, докладно вивчали фізичні характеристики реактора, тепловий режим обладнання та всієї станції, допрацьовували та виправляли різні пристрої. У жовтні 1954 р. станцію було виведено на проектну потужність.

Лондон, 1 липня (ТАРС). Повідомлення про пуск у СРСР першої промислової електростанції на атомній енергії широко відзначається англійською печаткою, Московський кореспондент «Дейлі уоркер» пише, що ця історична подія «має незмірно більшого значення, ніж скидання першої атомної бомби на Хіросіму.

Париж, 1 липня (ТАРС). Лондонський кореспондент агентства Франс Прес передає, що повідомлення про пуск у СРСР першої у світі промислової електростанції, яка працює на атомній енергії, зустрінуто в лондонських колах фахівців-атомників із великим інтересом. Англія, продовжує кореспондент, будує атомну електростанцію у Колдерхоллі. Вважають, що вона зможе почати не раніше ніж через 2,5 роки.

Шанхай, 1 липня (ТАРС). Відкликаючись на пуски в експлуатацію радянської електростанції на атомній енергії, токійське радіо передає: США та Англія також планують будівництво атомних електростанцій, але завершення їхнього будівництва вони планують на 1956-1957 роки. То обставина, то радянський Союзвипередив Англію та Америку у справі використання атомної енергії у мирних цілях, говорить про те, що радянські вчені досягли великих успіхів у галузі атомної енергії. Один з видатних японських фахівців у галузі ядерної фізики- професор Йосіо Фудзіока, коментуючи повідомлення про пуск в СРСР електростанції на атомній енергії, заявив, що це початок «нової ери».

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,ізольованому 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 у природному газі в 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 електростанція та її пристрій:

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

– машина для виконання навантажень палива(перевантажувальна машина).

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

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

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

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

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

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

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

Принцип роботи атомної електростанції:

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

Виробничий процес включає наступні етапи:

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

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

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

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

Класифікація атомних електростанцій:

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

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

– з реакторами, які використовують швидкі нейтрони (реактори на швидких нейтронах).

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

– АЕСдля електроенергії;

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

Одно-, дво- та триконтурні реактори атомної електростанції:

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

Атомні електростанції з одноконтурним реактором:

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

Атомні електростанції з двоконтурним реактором:

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

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

Атомні електростанції з триконтурним реактором:

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

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

У даному реакторі можуть застосовуватися різні видипалива - звичайні з окисом урану або МОКС-паливо на основі урану та