Массовая энергонапряженность

Объемная энергонапряженность.

2 Тепловые схемы АЭС

Основное технологическое оборудование

2.1.Типы атомных станций

В настоящее время практически все стации работают как конденсационные, т. е. в качестве рабочей среды используется водяной пар.

Атомные электрические станции АЭС – предназначены для коммерческого производства электрической энергии, но на практике они в той или иной мере производят отпуск тепловой энергии сторонним организациям, но доля его намного меньше затрат на получение электроэнергии. АЭС предназначенные не только для производства электроэнергии, но и для выработки тепла называют АТЭЦ (атомная тепловая электроцентраль), классический пример – Билибинская. Кроме того, существуют ядерные энергетические установки, предназначенные только для отпуска тепловой энергии – АСТ (атомные станции теплоснабжения).

В системе любой станции различают теплоноситель и рабочее тело. Для АЭС рабочим телом является среда, с помощью которой тепловая энергия переходит в механическую (в большинстве АЭС рабочим телом является водяной пар). Однако с точки зрения термодинамики существенно выгоднее использовать в качестве рабочего тела газовые среды.

Назначение теплоносителя – отводить тепло при освобождении внутриядерной энергии. При этом необходим замкнутый контур теплоносителя по следующим причинам:

· теплоноситель активируется;

· требуется высокая чистота теплоносителя, поскольку любые отложения на поверхности ТВЭЛ приводят к существенному увеличению температуры оболочек твэл. В этой связи основная классификация АЭС зависит от числа контуров.

2.1.1 Одноконтурные АЭС

В общем случае, для любой ядерно-энергетической установки можно выделить контур теплоносителя и контур рабочего тела. Если два этих контура совмещены, то такая АЭС называется одноконтурной. В активной зоне ядерного реактора происходит парообразование, но вода только частично превращается в пар, что обусловлено нейтронной физикой. Пар и вода разделяются либо в самом корпусе реактора, либо в барабан сепараторе, далее пар поступает на турбину, конденсируется и возвращается в реактор. Приведем упрощенную схему такой одноконтурной АЭС.

Рис.2.1. Упрощенная схема одноконтурной АЭС.

1 – реактор с кипением и внутри корпусным разделением паровой и жидкой фаз; 2 – паровая турбина; 3 – электрический генератор; 4 – конденсатор (чтобы увеличить перепад давления на турбине давление в конденсаторе должно быть меньше атмосферного); 5 – конденсатный насос; 6 – циркуляционный насос.

В корпусе реактора происходит разделение смеси, барабан-сепаратор отсутствует. Внутренняя энергия теплоносителя, запасенная в реакторе, переходит в механическую энергию вращения вала турбины, (рабочее тело существенно увеличивает свой объем). Все оборудование контура подвержено радиоактивному загрязнению, что усложняет как эксплуатацию, так и проведение ремонтных работ .

По одноконтурной схеме работает реактор РБМК (канальный реактор)

Рис.2.2. Тепловая схема реактора РБМК.

1- технологический канал реактора с кипящим теплоносителем; 2 – паровая турбина; 3 – генератор; 4 – конденсатор; 5 – питательный насос;6 – циркуляционный насос;7 – барабан-сепаратор.

Если контур ТН и рабочее тело разделены, то такая АЭС называется двухконтурной.

Если парообразование в первом контуре отсутствует, необходим 2 элемент, который служит устройством для компенсации объема расширяющегося рабочего тела, находящегося в жидкой фазе. С точки зрения радиационного облучения персонала второй контур можно считать безопасным.

Если в первом и во втором контуре в качестве теплоносителя используется легкая вода, то необходимо удовлетворить следующие условия.

Температура теплоносителя в первом контуре выше температуры рабочего тела второго контура Т1> Т2 , и соответственно давление Р1>Р2 . Так для водо- водяного реактора ВВЭР-1000 эти параметры примерно составляют–Т1 =320 , Т2 =289 ; Р1 =16 МПа, Р2 =7 МПа, чем обеспечиваются условия для реализации активного парообразования во втором контуре при отсутствии такового в первом.

С точки зрения капитальных затрат одноконтурные и двухконтурные реакторы одинаковой мощности имеют примерно паритет. Это объясняется необходимостью изготавливать технологический контур в первом варианте из дорогостоящих коррозионно-стойких материалов. Однако себестоимость электрической энергии для одноконтурной АЭС оказывается несколько ниже чем для двухконтурной.

Рис. 2.3. Тепловая схема двухконтурной АЭС.

1 – реактор с не кипящим теплоносителем; 2 – компенсатор объема; 3 – парогенератор (ПГ), где энергия теплоносителя первого контура превращается в энергию парообразования во втором контуре (в первом контуре теплоноситель, во втором контуре – рабочее тело); 4 – паровая турбина; 5 – генератор; 6 – конденсатор; 7 – конденсатный насос; 8 – циркуляционный насос; I к. – первый контур; II к. – второй контур.

Существует неполная двухконтурная схема (1 – 2 блоки БАЭС).

Рис. 2.4 Тепловая схема 1-го и 2-го блоков БАЭС.

1 – реактор с кипящим теплоносителем; 2 – паровая турбина; 3 – генератор; 4 – конденсатор; 5 – конденсаторный насос; 6 – циркуляционный насос; 7 – парогенератор (ПГ); 8 – барабан-сепаратор; 9 - пароперегревательный канал (ППК); 10 – испарительный канал (ИК).

Существенное отличие данной схемы от ниже рассмотренной заключается в том, что пар второго контура (как же и теплоноситель первого контура) направляется в пароперегревательные каналы, в которых реализуются условия ППК, в ИК вода кипит, в барабан сепараторе – разделяется. Трехконтурная АЭС. БН-– аналогично.

2.2.Основное технологическое оборудование.

По отдельным стадиям технологического процесса все оборудование подразделяют на реакторную, парогенераторную, паротурбинную, конденсатную установки, питательный тракт.

Рассмотрим упрощенную схему двухконтурной АЭС. Как для одноконтурной, так и для двухконтурной АЭС с водным теплоносителем начальный перегрев пара весьма незначителен. Следовательно, в турбину поступает пар практически на линии насыщения, где при расширении и снижении температуры он быстро увлажняется. Во избежание интенсивного износа лопаточного аппарата турбины. предельное значение допустимой влажности пара в турбине составляет 10÷12%. С этой целью турбину разделяют на цилиндры высокого, среднего и низкого давления, между которыми устанавливаются устройства, где либо от паровой фазы отделяется жидкая фаза – сепараторы, либо подводом тепла переводят жидкость в пар - подогреватели.

Рис.2.5. Тепловая схема ЯЭУ.

1-реакторная установка; 2-компенсатор объема; 3-парогенератор; 4-цилиндр турбины высокого давления; 5--цилиндр турбины низкого давления; 6-электрогенератор; 7-сепаратор пара; 8-конденсатор; 9-конденсационный насос; 10-конденсационная очистка (фильтр); 11-подогреватели низкого давления (ПНД); 12-диаэраторная колонка; 13-диаэраторный бак; 14-питательный насос; 15-подогреватели высокого давления (ПВД); 16-сетевой подогреватель; 17- ГЦН; 18-сетевой насос.

Таким образом, основными технологическими звеньями энергоблока атомной установки являются: реактор, парогенератор, турбина-генератор, конденсатная установка, диэраторная установка, питательный тракт (насосы, баки), ПВД и ПНД, питательные конденсатные насосы, ГЦН.

2.3 Организация термодинамического цикла.

Регенерация. КПД.

Применение законов термодинамики для реактора позволяет записать:

(2.1)

Разнообразие существующих типов ядерных реакторов, теплоносителей и энергетического оборудования обуславливает разнообразие термодинамических циклов - совокупности взаимных рабочих процессов, происходящих в энергетической системе в виде взаимных контуров АЭС. Термодинамический цикл влияет на экономичность АЭС, обуславливает выбор схемы и основных параметров энергетической установки. Основным показателем термодинамического цикла служит термический КПД (или КПД цикла Ренкина) – это отношение теоретической работы цикла к количеству теплоты, подведенной к рабочему телу.

Теоретическая работа цикла:

где https://pandia.ru/text/78/252/images/image062_12.gif" width="36" height="27 src="> - теоретическая работа расширения без учета потерь; - коэффициент, учитывающий необратимость процесса расширения; аналогично

. (2.3)

Рис.2.6. Схема простейшего термодинамического цикла в TS -координатах.

Из этой диаграммы следует:

1 - начало процесса сжатия рабочего тела

1-2 – адиабатическое сжатие рабочего тела с ростом внутренней энергии;

2-3 -отбор тепловой энергии от нагревателя, площадь фигуры 23S2S1 – пропорциональная подводимому теплу;

3-4 – адиабатическое расширение рабочего тела за счет уменьшения внутренней энергии;

4-1 -отвод тепловой энергии в холодильнике, площадь фигуры 14S2S1 – пропорциональная отводимому теплу Q2 ,

Lцт - теоретическая работа цикла.

(2.4)

Отсюда следует

(2.5)

Или в сокращенном виде

(2.6)

Рис.2.7. Схема простейшей паротурбинной установки.

1-парогенератор; 2- турбогенератор; 3- конденсатор; 4- главный циркуляционный насос.

Для турбины, работающей на насыщенном паре КПД цикла Карно можно представить в виде

(2.7)

где iк, iпв – энтальпия воды на выходе из конденсатора и после насоса соответственно, кДж/кг; i0 , - энтальпия пара перед турбиной и на входе в конденсатор при адиабатическом расширении в турбине, кДж/кг.

Выражение (2.7) можно представить в виде

. (2.8)

На Рис.2.8 изображен рабочий процесс расширения пара в турбине на T-S диаграмме, из которой можно отметить, что разность i0 - в уравнении (2.8) представляет собой располагаемый (адиабатный) перепад энтальпии в турбине (работа расширения). Разность энтальпий iпв-ik в рассматриваемых условиях выражает затраты энергии в насосе, отнесенные к 1 кг воды при ее адиабатическом сжатии (работа сжатия). Если учесть неадиабатичность расширения пара в турбине, то энтальпия пара на выходе из турбины возрастет и примет значение , что на Рис. 2.12 соответствует точке 6. На это увеличение энтальпии возрастет количество тепла, передаваемое на 1 кг пара охлаждающей воде в конденсаторе.

В первом приближении вторым слагаемым в числиможно пренебречь, так как в реальных установках затраты на сжатие водного теплоносителя составляют ~1% от работы расширения. Тогда КПД цикла Ренкина можно записать в упрощенном виде:

где i1 - i2 - перепад энтальпий на турбине, i3 –удельная энтальпия воды на выходе из конденсатора.

Рис.2.8. Термодинамический цикл Ренкина для простейшей паротурбинной установки при работе на насыщенном паре.

Из приведенной диаграммы Рис. 2.8 видно, что термический КПД определяют две адиабаты и две изобары, в то же время КПД цикла Карно зависит от двух адиабат и двух изотерм. КПД цикла Карно всегда больше КПД термического цикла так как

Важно отметить, что величина термического КПД для современных энергетических блоков составляет 30-40 %, или, другими словами, площади фигур 123451 и S112345S4 на Рис.2.8 в реальном масштабе имеют точно такое соотношение.

Способы повышения термического КПД.

· Повышать давление, следовательно, парообразование будет реализовываться при больших температурах.

· В конденсатор подавать более холодную воду для более сильного охлаждения рабочего тела.

2.4 Выбор теплофизических параметров для получения максимального термического КПД

Рассмотрим влияние теплофизических параметров рабочего тела на входе в турбину (точка 4 Рис.2.8). Из справочных данных можно построить графические зависимости удельной энтальпии как функции удельной энтропии при разных давлениях теплоносителя в точке 4 термодинамического цикла, который будет иметь следующий вид:

Рис.2.9. Графический вид зависимости теплосодержания от энтропии.

Давление в конденсаторе; https://pandia.ru/text/78/252/images/image080_13.gif" width="23 height=24" height="24">.gif" width="29" height="31 src=">.jpg" width="584" height="752">

Рис.2.10. Схема организации регенеративного цикла.

, , , – доли пара в отборах соответствующих цилиндров; https://pandia.ru/text/78/252/images/image089_12.gif" width="13" height="24 src=">.gif" width="20" height="24 src="> - доля пара, попадающая в конденсатор; 8, 9, 10 – три теплообменника для подогрева рабочего тела. 1–7?

Рис.2.11. Теплофизика ЯЭУ с организацией регенерации тепла.

Анализируя график зависимости Т(S) можно видеть, что в реальном масштабе переменных Т и S площадь фигуры 5’4C4’5’ будет соответствовать уменьшению числителя в определении термического КПД, однако и знаменатель этой формулы уменьшится на величину существенно большей площади фигуры 5”5"4"4”5” . Из рисунка видно, что КПД цикла Ренкина при организации регенеративного отбора будет значительно большим, чем при работе в безотборном режиме. Но в данной схеме необходимо всегда собдюдать условие, площадь фигуры S34’4”5”5’3 (количество тепла всех отборов) должна быть меньше площади фигуры (отбор тепла для нагрева рабочего тела до насыщения), так как в противном случае в теплообменниках регенеративных подогревателей будут идти процессы кипения, а значит, мы лишимся отбора тепла за счет теплоты парообразования в самом реакторе или парогенераторе.

В этом варианте термический КПД может быть представлен в следующей форме:

(2.11)

Где https://pandia.ru/text/78/252/images/image095_11.gif" width="77 height=45" height="45">, можно записать

Следовательно, всегда выполняется условие:

При бесконечном числе отборов КПД Карно и термический КПД равны, что является мощным способом увеличения реального КПД. Использование регенеративных подогревателей ведет к увеличению температуры питательной воды на входе в парогенератор. Термический КПД определяется интегралом от средней температуры при нагреве теплоносителя. Необходимо найти оптимальное соотношение числителя и знаменателя термического КПД для любого числа отборов. Исходя из паспортных данных турбины, задаваясь температурой и давлением теплоносителя на выходах из регенеративных подогревателей можно по справочнику найти энтальпии теплоносителя в данных условиях. Составляя уравнения материального и теплового баланса для сборника конденсата можно рассчитать КПД такого устройства.

Рис. 2.12. График зависимости роста КПД от температуры питательной воды и числа отборов.

При бесконечном числе отборов нет максимума на зависимости термического КПД от температуры питательной воды. Анализ показывает, что организация оптимального трехотборного режима увеличивает термический КПД более чем на 10%, что в обычных условиях потребовало бы увеличения давления в конденсаторе с 30 до 60 атм. При температуре Т =3500С, что в существенной мере упрощает проблему прочности реактора.

2.6 Внутренний КПД турбины.

Термический КПД оценивает эффективность идеального преобразования (адиабатного) перепада энтальпии. В реальных условиях рабочего процесса за счет трения пара, в проточной части турбины, увеличивается энтропию на выходе из турбины на величину S6-S1 (точка 6 на Рис.2.8). Очевидно, что на такое же значение возрастет количество тепла, передаваемое охлаждающей воде, рассчитанные на 1 кг пара. Важно отметить, что в данном случае мы имеем ситуацию уменьшению термического КПД за счет существенного увеличения сброса тепла в конденсатор при незначительном росте его полезного использования. Отношение адиабатного перепада энтальпии в идеальной турбине к реальному перепаду (характеризует совершенство проточной ее части) называют внутренним относительным КПД турбины, который определяют следующим образом:

. (2.13)

Обычно MsoFooter" style="border-collapse: collapse;border:none">

2.7 Коэффициент полезного действия АЭС

Мы рассматривали , который характеризует механическое преобразование тепловой энергии в электрическую, однако, для АЭС больший интерес представляет общий КПД «брутто» и «чистый» КПД – «нетто». «Брутто» характеризует совершенство преобразования ядерной энергетической установкой энергии реактора в электрическую энергию. «Нетто» же учитывает расходы электрической энергии на собственные нужды и оценивает теплотехническую и экономическую надежность станции.

Атомная электростанция или сокращенно АЭС это комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Во второй половине 40-х годов, перед тем, как были закончены работы по созданию первой атомной бомбы которая была испытана 29 августа 1949 года, советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии. Основным направлением проектов была электроэнергетика.

В мае 1950 года в районе поселка Обнинское Калужской области, начато строительство первой в мире АЭС.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США.

Для проверки работоспособности генератор был подключен к четырем лампам накаливания, ни то не ожидал, что лампы зажгутся.

С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первые Атомные электростанции

Строительство первой в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт было закончено в 1954 году и 27 июня 1954 года она была запущена, так начала работать .

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт.

Строительство Белоярской промышленной АЭС началось так же в 1958 году. 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.

В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

В других странах первая АЭС промышленного назначения была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания) ее мощность составляла 46 МВт.

В 1957 году вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:

1. США (788,6 млрд кВт ч/год),
2. Франция(426,8 млрд кВт ч/год),
3. Япония (273,8 млрд кВт ч/год),
4. Германия (158,4 млрд кВт ч/год),
5. Россия (154,7 млрдкВт ч/год).

Классификация АЭС

Атомные электростанции можно классифицировать по нескольким направлениям:

По типу реакторов

• Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятностипоглощения нейтрона ядрами атомов топлива
• Реакторы на лёгкой воде
• Реакторы на тяжёлой воде
• Реакторы на быстрых нейтронах
• Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
• Термоядерные реакторы

По виду отпускаемой энергии

1. Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии
2. Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

На атомных станциях, расположенных на территории России имеются теплофикационные установки, они необходимы для подогрева сетевой воды.

Виды топлива используемого на Атомных электростанциях

На атомных электростанциях возможно использование несколько веществ, благодаря которым можно выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, для этого есть ряд причин.

Во-первых , его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, сокращенно ТВЭлы.

ТВЭлы - это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри

ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки являются хранилищами ядерного топлива.

Во-вторых , использование ториевого топлива предполагает его сложную и дорогую переработку уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо так же не применяют в атомной электроэнергетике, в виду того, что это вещество имеет очень сложный химический состав, система полноценного и безопасного применения еще не разработана.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. На сегодняшний день уран добывается несколькими способами:

• открытым способом в карьерах
• закрытым в шахтах
• подземным выщелачиванием, при помощи бурения шахт.

Подземное выщелачивание, при помощи бурения шахт происходит путем размещения раствора серной кислоты в подземных скважинах, раствор насыщается ураном и выкачивается обратно.

Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде.

Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья.

В России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана. Места добычи урана нерадиоактивны.

В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.

Подготовка урана

В виде руды уран в АЭС не используют, руда не вступает в реакцию. Для использования урана на АЭС сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом.

Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», - он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при температурах больше 1500 градусов по Цельсию.

Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.

В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.

Перед размещением урановых таблеток в реакторе они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов - ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки.

Именно ТВС называются топливом АЭС.

Как происходит переработка топлива АЭС

Спустя год использования урана в ядерных реакторах необходимо производить его замену.

Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение.

В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них делают свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония направляются на изготовление источников ионизирующих излучений, их используют в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в печь для разогрева, из этой массы варится стекло, такое стекло находится в специальных хранилищах.

Из остатков изготавливают стекло не для массового применения, стекло используется для хранения радиоактивных веществ.

Из стекла сложно выделить остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде. Недавно появился новый способ утилизации радиоактивных отходов.

Быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива.

По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.

Помимо этого, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного.

Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого не применялись.

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура.

На выходе из турбин, пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ.

Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор).

Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Устройство ядерного реактора

В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.

Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.

Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.

Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.

При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.

Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.

Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

Основные элементы ядерного реактора

• Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
• Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
• Регулирующие стержни;
• Замедлитель нейтронов;
• Оболочка для защиты от излучения.

Принцип действия ядерного реактора

В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо.

Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.

ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня.

Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.

Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.

В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.

Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.

Это и есть цепная реакция - принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.

Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).

Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.

Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:

• Внутренняя энергия уранового ядра
• Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов
• Внутренняя энергия воды и пара
• Кинетическая энергия воды и пара
• Кинетическая энергия роторов турбины и генератора
• Электрическая энергия

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.

Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.

Атомная станция теплоснабжения

Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.

Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):

• Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.

Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»

Недостатки и преимущества АЭС

Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.

Положительные стороны атомных станций:

• Отсутствие вредных выбросов;
• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (золаугольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
• Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
• Высокая мощность: 1000-1600 МВт на энергоблок;
• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Отрицательные стороны атомных станций:

• Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
• Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700-800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

Научные разработки в сфере атомной энергетики

Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.

Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.

Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.

Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов.

Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.

INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.

Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Что такое КПД

Коэффициент полезного действия (КПД) - характеристика эффективности системы или устройства в отношении преобразования или передачи энергии.

Определяется отношением полезно использованной энергии к суммарному количеству энергии, полученному системой. КПД является безразмерной величиной и часто измеряется в процентах.

КПД атомной электростанции

Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.

Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.

Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.

Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.

Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.

Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.

Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.

КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.

Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).

ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.

Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.

Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.

ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.

Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.

Первая электростанция в мире

Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.

Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.

На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.

Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.

Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.

30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.

На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.

Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.

В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.

Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.

В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.

Электростанция Зимнего дворца

В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.

Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.

Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.

Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.

9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.

Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».

Как выглядела станция

Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.

Первыми осветили часть парадных помещений:

• Аванзал
• Петровский зал
• Большой фельдмаршальский зал
• Гербовый зал
• Георгиевский зал

Было предложено три режима освещения:

• полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
• рабочее – 230 ламп накаливания;
• дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
  Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.

Крупные ТЭС, АЭС и ГЭС России

Крупнейшие электростанции России по федеральным округам:

Центральный:

• Костромская ГРЭС, которая работает на мазуте;
• Рязанская станция, основным топливом для которой является уголь;
• Конаковская, которая может работать на газе и мазуте;

Уральский:

• Сургутская 1 и Сургутская 2. Станции, которые являются одними из самых крупных электростанций РФ. Обе они работают на природном газе;
• Рефтинская, функционирующая на угле и являющаяся одной из крупнейших электростанций на Урале;
• Троицкая, также работающая на угле;
• Ириклинская, главным источником топлива для которой является мазут;

Приволжский:

• Заинская ГРЭС, работающая на мазуте;

Сибирский ФО:

• Назаровская ГРЭС, потребляющая в качестве топлива мазут;

Южный:

• Ставропольская, которая также может работать на совмещенном топливе в виде газа и мазута;

Северо-Западный:

• Киришская на мазуте.

Список электростанций России, которые вырабатывают энергию при помощи воды, расположены на территории Ангаро-Енисейского каскада:

Енисей:

• Саяно-Шушенская
• Красноярская ГЭС;

Ангара:

• Иркутская
• Братская
• Усть-Илимская.

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Белоярская АЭС

Расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции - 1760 МВт.

Курская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции - 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции - 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта ) - 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001-2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

Атомные электростанции США

АЭС Шиппингпорт с номинальной мощностью 60 МВт, открыта в 1958 году в штате Пенсильвания. После 1965 года произошло интенсивное сооружение атомных электростанций по всей территории Штатов.

Основная часть атомных станций Америки была сооружена в дальнейшие после 1965 года 15 лет, до наступления первой серьезной аварии на АЭС на планете.

Если в качестве первой аварии вспоминается авария на Чернобыльской АЭС, то это не так.

Причиной аварии стали нарушения в системе охлаждения реактора и многочисленные ошибки обслуживающего персонала. В итоге расплавилось ядерное топливо. На устранение последствий аварии ушло около одного миллиарда долларов, процесс ликвидации занял 14 лет.

После авария правительство Соединенных Штатов Америки откорректировало условия безопасности функционирования всех АЭС в государстве.

Это соответственно привело к продолжению периода строительства и значительному подорожанию объектов «мирного атома». Такие изменения затормозили развитие общей индустрии в США.

В конце двадцатого века в Соединенных Штатах было104 работающих реактора. На сегодняшний день США занимают первое место на земле по численности ядерных реакторов.

С начала 21 столетия в Америке было остановлено четыре реактора в 2013 году, и начато строительство ещё четырех.

Фактически на сегодняшний момент в США функционирует 100 реакторов на 62 атомных электростанциях, которыми производится 20% от всей энергии в государстве.

Последний сооруженный реактор в США был введен в эксплуатацию в 1996 году на электростанции Уотс-Бар.

Власти США в 2001 году приняли новое руководство по энергетической политике. В нее внесен вектор развития атомной энергетики, посредствам разработки новых видов реакторов, с более подходящим коэффициентом экономности, новых вариантов переработки отслужившего ядерного топлива.

В планах до 2020 года было сооружение нескольких десятков новых атомных реакторов, совокупной мощностью 50 000 МВт. Кроме того, достичь поднятия мощности уже имеющихся АЭС приблизительно на 10 000 МВт.

США - лидер по количеству атомных станций в мире

Благодаря внедрению данной программы, в Америке в 2013 году было начато строительство четырех новых реакторов – два из которых на АЭС Вогтль, а два других на Ви-Си Саммер.

Эти четыре реактора новейшего образца – АР-1000, производства Westinghouse.

А́ТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТА́НЦИЯ (АЭС), элек­тро­стан­ция, на ко­то­рой для по­лу­че­ния элек­тро­энер­гии ис­поль­зу­ет­ся те­п­ло­та, вы­де­ляю­щая­ся в ядер­ном ре­ак­то­ре в ре­зуль­та­те кон­тро­ли­руе­мой цеп­ной ре­ак­ции де­ле­ния ядер тя­жё­лых эле­мен­тов (в осн. $\ce{^{233}U, ^{235}U, ^{239}Pu}$ ). Те­п­ло­та, об­ра­зую­щая­ся в ак­тив­ной зо­не ядер­но­го ре­ак­то­ра, пе­ре­да­ёт­ся (не­по­сред­ст­вен­но ли­бо че­рез про­ме­жу­точ­ный те­п­ло­но­си­тель ) ра­бо­че­му те­лу (пре­им. во­дя­но­му па­ру), ко­то­рое при­во­дит в дей­ст­вие па­ро­вые тур­би­ны с тур­бо­ге­не­ра­то­ра­ми.

АЭC в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции (ТЭС), в которой вместо топки парового котла используется ядерный реактор. Однако при сходстве принципиальных термодинамических схем ядерных и тепловых энергоустановок между ними есть и существенные различия. Основными из них являются экологические и экономические преимущества АЭС перед ТЭС: АЭС не нуждаются в кислороде для сжигания топлива; они практически не загрязняют окружающую среду сернистыми и др. газами; ядерное топливо имеет значительно более высокую теплотворную способность (при делении 1г изотопов U или Pu высвобождается 22 500 кВт∙ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 3000 кг каменного угля), что резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; мировые энергетические ресурсы ядерного топлива существенно превышают природные запасы углеводородного топлива. Кроме того, применение в качестве источника энергии ядерных реакторов (любого типа) требует изменения тепловых схем, принятых на обычных ТЭС, и введения в структуру АЭС новых элементов, напр. биологич. защиты (см. Радиационная безопасность ), системы перегрузки отработанного топлива, бассейна выдержки топлива и др. Передача тепловой энергии от ядерного реактора к паровым турбинам осуществляется посредством теплоносителя, циркулирующего по герметичным трубопроводам, в сочетании с циркуляционными насосами, образующими т. н. реакторный контур или петлю. В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжёлую воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости, некоторые газы (например, гелий, углекислый газ). Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда замкнуты во избежание утечки радиоактивности, их число определяется в основном типом ядерного реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.

На АЭС с одноконтурной схемой (рис., а ) теплоноситель является также и рабочим телом, весь контур радиоактивен и потому окружён биологической защитой. При использовании в качестве теплоносителя инертного газа, например гелия, который не активируется в нейтронном поле активной зоны, биологическая защита необходима только вокруг ядерного реактора, поскольку теплоноситель не радиоактивен. Теплоноситель – рабочее тело, нагреваясь в активной зоне реактора, затем поступает в турбину, где его тепловая энергия преобразуется в механическую и далее в электрогенераторе – в электрическую. Наиболее распространены одноконтурные АЭС с ядерными реакторами, в которых теплоносителем и замедлителем нейтронов служит вода. Рабочее тело образуется непосредственно в активной зоне при нагревании теплоносителя до кипения. Такие реакторы называют кипящими, в мировой ядерной энергетике они обозначаются как BWR (Boiling Water Reactor). В России получили распространение кипящие реакторы с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем – РБМК (реактор большой мощности канальный). Перспективным считается использование на АЭС высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (с гелиевым теплоносителем) – ВТГР (HTGR). Кпд одноконтурных АЭС, работающих в закрытом газотурбинном цикле, может превышать 45–50%.

При двухконтурной схеме (рис., б ) нагретый в активной зоне теплоноситель первого контура передаёт в парогенераторе (теплообменнике ) тепловую энергию рабочему телу во втором контуре, после чего циркуляционным насосом возвращается в активную зону. Первичным теплоносителем может быть вода, жидкий металл или газ, а рабочим телом вода, превращающаяся в водяной пар в парогенераторе. Первый контур радиоактивен и окружается биологической защитой (кроме тех случаев, когда в качестве теплоносителя используется инертный газ). Второй контур обычно радиационно безопасен, поскольку рабочее тело и теплоноситель первого контура не соприкасаются. Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами, в которых первичным теплоносителем и замедлителем служит вода, а рабочим телом – водяной пар. Этот тип реакторов обозначают как ВВЭР – водо-водяной энергетич. реактор (PWR – Power Water Reactor). Кпд АЭС с ВВЭР достигает 40%. По термодинамической эффективности такие АЭС уступают одноконтурным АЭС с ВТГР, если температура газового теплоносителя на выходе из активной зоны превышает 700 °С.

Трёхконтурные тепловые схемы (рис., в ) применяют лишь в тех случаях, когда необходимо полностью исключить контакт теплоносителя первого (радиоактивного) контура с рабочим телом; например, при охлаждении активной зоны жидким натрием его контакт с рабочим телом (водяным паром) может привести к крупной аварии. Жидкий натрий как теплоноситель применяют только в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (FBR – Fast Breeder Reactor). Особенность АЭС с реактором на быстрых нейтронах состоит в том, что одновременно с выработкой электрической и тепловой энергии они воспроизводят делящиеся изотопы, пригодные для использования в тепловых ядерных реакторах (см. Реактор-размножитель ).

Турбины АЭС обычно работают на насыщенном или слабоперегретом паре. При использовании турбин, работающих на перегретом паре, насыщенный пар для повышения температуры и давления пропускают через активную зону реактора (по особым каналам) либо через специальный теплообменник – пароперегреватель, работающий на углеводородном топливе. Термодинамическая эффективность цикла АЭС тем выше, чем выше параметры теплоносителя, рабочего тела, которые определяются технологическими возможностями и свойствами конструкционных материалов, применяемых в контурах охлаждения АЭС.

На АЭС боль­шое вни­ма­ние уде­ля­ют очи­ст­ке те­п­ло­но­си­те­ля, по­сколь­ку имею­щие­ся в нём ес­тественные при­ме­си, а так­же про­дук­ты кор­ро­зии, на­ка­п­ли­ваю­щие­ся в про­цес­се экс­плуа­та­ции обо­ру­до­ва­ния и тру­бо­про­во­дов, яв­ля­ют­ся ис­точ­ни­ка­ми ра­дио­ак­тив­но­сти. Сте­пень чис­то­ты те­п­ло­но­си­те­ля во мно­гом оп­ре­де­ля­ет уро­вень ра­ди­ационной об­ста­нов­ки в по­ме­ще­ни­ях АЭС.

АЭС прак­ти­че­ски все­гда стро­ят вбли­зи по­тре­би­те­лей энер­гии, т. к. рас­хо­ды на транс­пор­ти­ров­ку ядер­но­го то­п­ли­ва на АЭС, в от­ли­чие от уг­ле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва для ТЭС, ма­ло влия­ют на се­бе­стои­мость вы­ра­ба­ты­вае­мой энер­гии (обыч­но ядер­ное то­п­ли­во в энер­ге­тич. ре­ак­то­рах за­ме­ня­ют на но­вое один раз в неск. лет), а пе­ре­да­ча как элек­трической, так и те­п­ло­вой энер­гии на боль­шие рас­стоя­ния за­мет­но по­вы­ша­ет их стои­мость. АЭС со­ору­жа­ют с под­вет­рен­ной сто­ро­ны от­но­си­тель­но бли­жай­ше­го на­се­лён­но­го пунк­та, во­круг неё соз­да­ют са­ни­тар­но-за­щит­ную зо­ну и зо­ну на­блю­де­ния, где про­жи­ва­ние на­се­ле­ния не­до­пус­ти­мо. В зо­не на­блю­де­ния раз­ме­ща­ют кон­троль­но-из­ме­ри­тель­ную ап­па­ра­ту­ру для по­сто­ян­но­го мо­ни­то­рин­га ок­ру­жаю­щей сре­ды.

АЭС – ос­но­ва ядер­ной энер­ге­ти­ки . Глав­ное их на­зна­че­ние – про­изводство элек­тро­энер­гии (АЭС кон­ден­са­ци­он­но­го ти­па) или ком­би­нированное про­изводство элек­тро­энер­гии и те­п­ла (атом­ные те­п­ло­элек­тро­цен­тра­ли – АТЭЦ). На АТЭЦ часть от­ра­бо­тав­ше­го в тур­би­нах па­ра от­во­дит­ся в т. н. се­те­вые те­п­ло­об­мен­ни­ки для на­гре­ва­ния во­ды, цир­ку­ли­рую­щей в замк­ну­тых се­тях те­п­ло­снаб­же­ния. В отдельных слу­ча­ях те­п­ло­вая энер­гия ядер­ных ре­ак­то­ров мо­жет ис­поль­зо­вать­ся толь­ко для нужд те­п­ло­фи­ка­ции (атом­ные стан­ции те­п­ло­снаб­же­ния – АСТ). В этом слу­чае на­гре­тая во­да из те­п­ло­об­мен­ни­ков пер­во­го-вто­ро­го кон­ту­ров по­сту­па­ет в се­те­вой те­п­ло­об­мен­ник, где от­да­ёт те­п­ло се­те­вой во­де и за­тем воз­вра­ща­ет­ся в кон­тур.

Од­но из пре­иму­ществ АЭС по срав­не­нию с обыч­ны­ми ТЭС – их вы­со­кая эко­ло­гич­ность, со­хра­няю­щая­ся при ква­ли­фи­цир. экс­плуа­та­ции ядер­ных ре­ак­то­ров. Су­ще­ст­вую­щие барь­е­ры ра­ди­ационной безо­пас­но­сти АЭС (обо­лоч­ки твэ­лов, кор­пус ядер­но­го ре­ак­то­ра и т. п.) пред­от­вра­ща­ют за­гряз­не­ние те­п­ло­но­си­те­ля ра­дио­ак­тив­ны­ми про­дук­та­ми де­ле­ния. Над ре­ак­тор­ным за­лом АЭС воз­во­дит­ся за­щит­ная обо­лоч­ка (кон­тей­мент) для ис­клю­че­ния по­па­да­ния в ок­ру­жаю­щую сре­ду ра­дио­ак­тив­ных ма­те­риа­лов при са­мой тя­жё­лой ава­рии – раз­гер­ме­ти­за­ции пер­во­го кон­ту­ра, рас­плав­ле­нии ак­тив­ной зо­ны. Под­го­тов­ка пер­со­на­ла АЭС пре­ду­смат­ри­ва­ет обу­че­ние на специальных тре­на­жё­рах (ими­та­то­рах АЭС) для от­ра­бот­ки дей­ст­вий как в штат­ных, так и в ава­рий­ных си­туа­ци­ях. На АЭС име­ется ряд служб, обес­пе­чи­ваю­щих нор­маль­ное функ­цио­ни­ро­ва­ние стан­ции, безо­пас­ность её пер­со­на­ла (напр., до­зи­мет­рический кон­троль, обес­пе­че­ние са­ни­тар­но-ги­гие­нических тре­бо­ва­ний и др.). На тер­ри­то­рии АЭС соз­да­ют временные хра­ни­ли­ща для све­же­го и от­ра­бо­тан­но­го ядер­но­го то­п­ли­ва, для жид­ких и твёр­дых ра­дио­ак­тив­ных от­хо­дов, по­яв­ляю­щих­ся при её экс­плуа­та­ции. Всё это при­во­дит к то­му, что стои­мость ус­та­нов­лен­но­го ки­ло­ват­та мощ­но­сти на АЭС бо­лее чем на 30% пре­вы­ша­ет стои­мость ки­ло­ват­та на ТЭС. Од­на­ко стои­мость от­пус­кае­мой по­тре­би­те­лю энер­гии, вы­ра­бо­тан­ной на АЭС, ни­же, чем на ТЭС, из-за очень ма­лой до­ли в этой стои­мо­сти то­п­лив­ной со­став­ляю­щей. Вслед­ст­вие вы­со­кой эко­но­мич­но­сти и осо­бен­но­стей ре­гу­ли­ро­ва­ния мощ­но­сти АЭС обыч­но ис­поль­зу­ют в ба­зо­вых ре­жи­мах, при этом ко­эффициент ис­поль­зо­ва­ния ус­та­нов­лен­ной мощ­но­сти АЭС мо­жет пре­вы­шать 80%. По ме­ре уве­ли­че­ния до­ли АЭС в об­щем энер­ге­тическом ба­лан­се ре­гио­на они мо­гут ра­бо­тать и в ма­нёв­рен­ном ре­жи­ме (для по­кры­тия не­рав­но­мер­но­стей на­груз­ки в ме­ст­ной энер­го­сис­те­ме). Спо­соб­ность АЭС ра­бо­тать дли­тель­ное вре­мя без сме­ны то­п­ли­ва по­зво­ля­ет ис­поль­зо­вать их в уда­лён­ных ре­гио­нах. Раз­ра­бо­та­ны АЭС, ком­по­нов­ка обо­ру­до­ва­ния ко­то­рых ос­но­ва­на на прин­ци­пах, реа­ли­зуе­мых в су­до­вых ядер­ных энер­ге­тич. ус­та­нов­ках (см. Ато­мо­ход ). Та­кие АЭС мож­но раз­мес­тить, напр., на бар­же. Пер­спек­тив­ны АЭС с ВТГР, вы­ра­ба­ты­ваю­щие те­п­ло­вую энер­гию для осу­ще­ст­в­ле­ния тех­но­ло­гических про­цес­сов в ме­тал­лур­гическом, хи­мическом и неф­тяном про­из­вод­ст­вах, при га­зи­фи­ка­ции уг­ля и слан­цев, в про­изводстве син­те­тического угле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва. Срок экс­плуа­та­ции АЭС 25–30 лет. Вы­вод АЭС из экс­плуа­та­ции, де­мон­таж ре­ак­то­ра и ре­куль­ти­ва­ция её пло­щад­ки до со­стоя­ния «зе­лё­ной лу­жай­ки» – слож­ное и до­ро­го­стоя­щее ор­га­ни­за­ци­он­но-тех­ническое ме­ро­прия­тие, осу­ще­ст­в­ляе­мое по раз­ра­ба­ты­вае­мым в ка­ж­дом кон­крет­ном слу­чае пла­нам.

Первая в мире действующая АЭС мощностью 5000 кВт пущена в России в 1954 в г. Обнинск. В 1956 вступила в строй АЭС в Колдер-Холле в Великобритании (46 МВт), в 1957 – АЭС в Шиппингпорте в США (60 МВт). В 1974 пущена первая в мире АТЭЦ – Билибинская (Чукотский автономный окр.). Массовое строительство крупных экономичных АЭС началось во 2-й пол. 1960-х гг. Однако после аварии (1986) на Чернобыльской АЭС привлекательность ядерной энергетики заметно снизилась, а в ряде стран, имеющих достаточные собственные традиционные топливно-энергетические ресурсы или доступ к ним, строительство новых АЭС фактически прекратилось (Россия, США, Великобритания, ФРГ). В начале 21в., 11.3.2011 в Тихом океане у восточного побережья Японии в результате сильнейшего землетрясения магнитудой от 9,0 до 9,1 и последовавшего за ним цунами (высота волн достигала 40,5 м) на АЭС « Фукусима1 » (посёлок Окума, префектура Фукусима) произошла крупнейшая техногенная катастрофа – радиационная авария максимального 7-го уровня по Международной шкале ядерных событий. Удар цунами вывел из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии. В декабре 2013 АЭС была официально закрыта. По состоянию на первую половину 2016 высокий уровень излучения делает невозможной работу не только людей в реакторных зданиях, но и роботов, которые из-за высокого уровня радиации выходят из строя. Планируется, что вывоз пластов почвы в специальные хранилища и её уничтожение займут 30 лет.

31 страна мира использует АЭС. На 2015 действует ок. 440 ядерных энергетических реакторов (энергоблоков) суммарной мощностью более 381 тыс. МВт (381 ГВт). Ок. 70 атомных реакторов находятся в стадии строительства. Мировым лидером по доле в общей выработке электроэнергии является Франция (второе место по установленной мощности), в которой ядерная энергетика составляет 76,9%.

Крупнейшая АЭС в мире на 2015 (по установленной мощности) – Касивадзаки-Карива (г. Касивадзаки, префектура Ниигата, Япония). В эксплуатации находятся 5 кипящих ядерных реакторов (BWR) и 2 улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8212 МВт (8,212 ГВт).

Крупнейшая АЭС в Европе – Запорожская АЭС (г. Энергодар, Запорожская область, Украина). С 1996 работают 6 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000 суммарной мощностью 6000 МВт (6 ГВт).

Таблица 1. Крупнейшие потребители ядерной энергетики в мире
Государство	Количество энергоблоков	Суммарная мощность (МВт)	Суммарная вырабатываемая электроэнергия (млрд. кВт·ч/год)
США	104	101 456	863,63
Франция	58	63 130	439,74
Япония	48	42 388	263,83
Россия	34	24 643	177,39
Южная Корея	23	20 717	149,2
Китай	23	19 907	123,81
Канада	19	13 500	98,59
Украина	15	13 107	83,13
Германия	9	12 074	91,78
Великобритания	16	9373	57,92

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, мощностью порядка 10–20 МВт для тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе – и индивидуальных домов. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

В России на 2015 действует 10 АЭС, на которых эксплуатируются 34 энергоблока общей мощностью 24 643 МВт (24,643 ГВт), из них 18 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (из них 11 энергоблоков ВВЭР-1000 и 6 энергоблоков ВВЭР-440 различных модификаций); 15 энергоблоков с канальными реакторами (11 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000 и 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП-6 – Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6 петлями циркуляции теплоносителя, электрической мощностью 12 МВт); 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН-600 (в процессе ввода в промышленную эксплуатацию находится 1 энергоблок БН-800). Согласно Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России», к 2025 доля электроэнергии, выработанной на атомных электростанциях РФ, должна увеличиться с 17 до 25% и составить ок. 30,5 ГВт. Планируется построить 26 новых энергоблоков, 6 новых АЭС, две из которых – плавучие (табл. 2).

Таблица 2. АЭС, действующие на территории РФ
Наименование АЭС	Количество энергоблоков	Годы ввода в эксплуа-тацию энерго-блоков	Суммарная установ-ленная мощность (МВт)	Тип реактора
Балаковская АЭС (близ г. Балаково)	4	1985, 1987, 1988, 1993	4000	ВВЭР-1000
Калининская АЭС [в 125 км от Твери на берегу реки Удомля (Тверская обл.)]	4	1984, 1986, 2004, 2011	4000	ВВЭР-1000
Курская АЭС (близ г. Курчатов на левом берегу реки Сейм)	4	1976, 1979, 1983, 1985	4000	РБМК-1000
Ленинградская АЭС (близ г. Сосновый Бор)	4 в стадии строительства – 4	1973, 1975, 1979, 1981	4000	РБМК-1000 (первая в стране станция с реакторами этого типа)
Ростовская АЭС (расположена на берегу Цимлянского водохранилища, в 13,5 км от г. Волгодонск)	3	2001, 2010, 2015	3100	ВВЭР-1000
Смоленская АЭС (в 3 км от города-спутника Десногорск)	3	1982, 1985, 1990	3000	РБМК-1000
Нововоронежская АЭС (близ г. Нововоронеж)	5; (2 – выведены), в стадии строительства – 2.	1964 и 1969 (выведены), 1971, 1972, 1980	1800	ВВЭР-440; ВВЭР-1000
Кольская АЭС (в 200 км к югу от г. Мурманск на берегу озера Имандра)	4	1973, 1974, 1981, 1984	1760	ВВЭР-440
Белоярская АЭС (близ г. Заречный)	2	1980, 2015	600 800	БН-600 БН-800
Билибинская АЭС	4	1974 (2), 1975, 1976	48	ЭГП-6

Проектируемые АЭС в РФ

С 2008 по новому проекту АЭС-2006 (проект российской атомной станции нового поколения «3+» с улучшенными технико-экономическими показателями) строится Нововоронежская АЭС-2 (близ Нововоронежской АЭС), на которой предусматривается использование реакторов ВВЭР-1200. Ведётся сооружение 2 энергоблоков общей мощностью 2400 МВт, в дальнейшем планируется построить ещё 2. Пуск первого блока (блок № 6) Нововоронежской АЭС-2 состоялся в 2016, второго блока № 7 запланирован на 2018.

Балтийская АЭС предусматривает использование реакторной установки ВВЭР-1200 мощностью 1200 МВт; энергоблоков – 2. Суммарная установленная мощность 2300 МВт. Ввод в эксплуатацию первого блока планируется в 2020. Федеральным агентством по атомной энергии России ведётся проект по созданию плавучих атомных электростанций малой мощности. Строящаяся АЭС «Академик Ломоносов» станет первой в мире плавучей атомной электростанцией. Плавучая станция может использоваться для получения электрической и тепловой энергии, а также для опреснения морской воды. В сутки она может выдавать от 40 до 240 тыс. м 2 пресной воды. Установленная электрическая мощность каждого реактора – 35 МВт. Ввод станции в эксплуатацию планируется в 2018.

Международные проекты России по атомной энергетике

23.9.2013 Россия передала Ирану в эксплуатацию АЭС «Бушер» («Бушир») , близ г. Бушир (остан Бушир); количество энергоблоков – 3 (1 построен, 2 – в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1000. АЭС «Куданкулам», близ г. Куданкулам (штат Тамилнад, Индия); количество энергоблоков – 4 (1 – в эксплуатации, 3 – в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1000. АЭС «Akkuyu», близ г. Мерсин (иль Мерсин, Турция); количество энергоблоков – 4 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200; Белорусская АЭС (г. Островец, Гродненская область, Белоруссия); количество энергоблоков – 2 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200. АЭС «Hanhikivi 1» (мыс Ханхикиви, область Похйойс-Похьянмаа, Финляндия); количество энергоблоков – 1 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200.

Атомная электростанция

А́томная электроста́нция

(АЭС), электростанция, на которой ядерная преобразуется в электрическую. Первичным источником энергии на АЭС служит ядерный реактор , в котором протекает управляемая цепная реакция деления ядер некоторых тяжёлых элементов. Выделяющаяся при этом теплота преобразуется в электрическую энергию, как правило, так же, как на обычных тепловых электростанциях (ТЭС). Ядерный реактор работает на ядерном топливе, в основном на уране-235, уране-233 и плутонии-239. При делении 1 г изотопов урана или плутония выделяется 22.5 тыс. кВт·ч энергии, что соответствует сжиганию почти 3 т условного топлива.

Первая в мире опытно-промышленная АЭС мощностью 5 МВт была построена в 1954 г. в России в г. Обнинске. За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 г. в Колдер-Холле (Великобритания). К кон. 20 в. в мире действовало св. 430 энергетических ядерных реакторов общей электрической мощностью ок. 370 тыс. МВт (в т. ч. в России – 21.3 тыс. МВт). Приблизительно одна треть этих реакторов работает в США, более чем по 10 действующих реакторов имеют Япония, Германия, Канада, Швеция, Россия, Франция и др.; единичные ядерные реакторы – многие другие страны (Пакистан, Индия, Израиль и т. д.). На АЭС вырабатывается ок. 15 % всей производимой в мире электроэнергии.

Основными причинами быстрого развития АЭС являются ограниченность запасов органического топлива, рост потребления нефти и газа для транспортных, промышленных и коммунальных нужд, а также рост цен на невозобновляемые источники энергии. Подавляющее большинство действующих АЭС имеют реакторы на тепловых нейтронах: водо-водяные (с обычной водой в качестве и замедлителя нейтронов, теплоносителя); графитоводные (замедлитель – графит, теплоноситель – вода); графитогазовые (замедлитель – графит, теплоноситель – газ); тяжеловодные (замедлитель – тяжёлая вода, теплоноситель – обычная вода). В России строят гл. обр. графитоводные и водо-водяные реакторы, на АЭС США применяют в основном водо-водяные, в Англии – графитогазовые, в Канаде преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами. Кпд АЭС несколько меньше, чем кпд ТЭС на органическом топливе; общий кпд АЭС с водо-водяным реактором составляет ок. 33 %, а с тяжеловодным реактором – ок. 29 %. Однако графитоводные реакторы с перегревом пара в реакторе имеют кпд, приближающийся к 40 %, что сопоставимо с кпд ТЭС. Зато АЭС, по существу, не имеет транспортных проблем: напр., АЭС мощностью 1000 МВт потребляет за год всего 100 т ядерного топлива, а аналогичной мощности ТЭС – ок. 4 млн. т угля. Самым большим недостатком реакторов на тепловых нейтронах является очень низкая эффективность использования природного урана – ок. 1 %. Коэффициент использования урана в реакторах на быстрых нейтронах гораздо выше – до 60–70 %. Это позволяет использовать делящиеся материалы с гораздо меньшим содержанием урана, даже морскую воду. Однако быстрые реакторы требуют большого количества делящегося плутония, который извлекается из выгоревших тепловыделяющих элементов при переработке отработанного ядерного топлива, что достаточно дорого и сложно.

Все реакторы АЭС снабжаются теплообменниками; насосами или газодувными установками для циркуляции теплоносителя; трубопроводами и арматурой циркуляционного контура; устройствами для перезагрузки ядерного топлива; системами специальной вентиляции, сигнализации аварийной обстановки и др. Это оборудование, как правило, находится в отсеках, отделённых от других помещений АЭС биологической защитой. Оборудование машинного зала АЭС примерно соответствует оборудованию паротурбинной ТЭС. Экономические показатели АЭС зависят от кпд реактора и другого энергетического оборудования, коэффициента использования установленной мощности за год, энергонапряжённости активной зоны реактора и т. д. Доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии АЭС – всего 30–40 % (на ТЭС 60–70 %). Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения воды (Шевченковская АЭС в Казахстане).

Энциклопедия «Техника». - М.: Росмэн . 2006 .

Синонимы :

Смотреть что такое "атомная электростанция" в других словарях:

Электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Синонимы: АЭС См. также: Атомные электростанции Электростанции Ядерные реакторы Финансовый словарь… … Финансовый словарь

- (АЭС) электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водного пара, вращающего турбогенератор. 1 я в мире АЭС мощнностью 5 МВт была… … Большой Энциклопедический словарь

Электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую, где тепло, выделяющееся в ядерном ректоре за счет деления атомных ядер, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор. EdwART. Словарь… … Словарь черезвычайных ситуаций

атомная электростанция - Электростанция, преобразующая энергию деления ядер атомов в электрическую энергию или в электрическую энергию и тепло. [ГОСТ 19431 84] Тематики атомная энергетика в целом Синонимы АЭС EN atomic power plantatomic power stationNGSNPGSNPPNPSnuclear… … Справочник технического переводчика

атомная электростанция - Электростанция, на которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Syn.: АЭС … Словарь по географии

- (АЭС) Nuclear Power Plant атомная станция, предназначенная для производства электроэнергии. Термины атомной энергетики. Концерн Росэнергоатом, 2010 … Термины атомной энергетики

Сущ., кол во синонимов: 4 атомный гигант (4) аэс (6) мирный атом (4) … Словарь синонимов

См. также: Список АЭС мира Страны с атомными электростанциями … Википедия

- (АЭС) электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления… … Большая советская энциклопедия

- (АЭС), электростанция, на которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор. В качестве ядерного горючего в составе… … Географическая энциклопедия

- (АЭС) электростанция, в к рой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС теплота, выделяющаяся в ядерном реакторе в результате цепной реакции деления ядер нек рых тяжёлых элементов, в осн. 233U, 235U, 239Рu, преобразуется в… … Большой энциклопедический политехнический словарь

Книги

• Записки строителя , А. Н. Комаровский , Воспоминания Героя Социалистического Труда, лауреата Ленинской и Государственной премий, доктора технических наук, профессора, генерал-полковника-инженера Александра Николаевича Комаровского… Категория: Градостроительство и архитектура Издатель:

10,7% всемирной генерации электричества ежегодно вырабатывают атомные электростанции. Наряду с ТЭС и ГЭС они трудятся над обеспечением человечества светом и теплом, позволяют пользоваться электроприборами и делают наши жизнь удобнее и проще. Так уж вышло, что сегодня слова «атомная станция» ассоциируются с мировыми катастрофами и взрывами. Простые обыватели не имеют ни малейшего понятия о работе АЭС и ее строении, но даже самые непросвещенные наслышаны и напуганы происшествиями в Чернобыле и Фукусиме.

Что такое АЭС? Как они работают? Насколько опасны атомные станции? Не верьте слухам и мифам, давайте разбираться!

16 июля 1945 года на военном полигоне в США впервые извлекли энергию из ядра урана. Мощнейший взрыв атомной бомбы, принесший огромное количество человеческих жертв, стал прототипом современного и абсолютно мирного источника электроэнергии.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США. Для проверки работоспособности генератор подключили к 4м лампам накаливания, неожиданно для всех лампы зажглись. С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первая в мире атомная станция была запущена в Обнинске в СССР в 1954 году. Ее мощность составляла всего 5 мегаватт.

Что такое АЭС? АЭС это ядерная установка, которая производит энергию с помощью ядерного реактора. Ядерный реактор работает на ядерном топливе, чаще всего уране.

В основе принципа работы ядерной установки лежит реакция деления нейтронов урана , которые сталкиваясь друг с другом, делятся на новые нейтроны, которые, в свою очередь, тоже сталкиваются и тоже делятся. Такая реакция называется цепной, она и лежит в основе ядерной электроэнергетики. При всем этом процессе выделяется тепло, которое нагревает воду до ужасно горячего состояния (320 градусов по Цельсию). Потом вода превращается в пар, пар вращает турбину, она приводит в действие электрогенератор, который и вырабатывает электроэнергию.

Строительство АЭС сегодня ведется большими темпами. Основная причина роста количества АЭС в мире – это ограниченность запасов органического топлива, попросту говоря, запасы газа и нефти иссякают, они необходимы для промышленных и коммунальных нужд, а урана и плутония, выступающих топливом для атомных станций, нужно мало, его запасов пока вполне хватает.

Что такое АЭС? Это не только электричество и тепло. Наряду с выработкой электроэнергии, ядерные электростанции используются и для опреснения воды. К примеру, такая атомная станция есть в Казахстане.

Какое топливо используют на АЭС

На практике в атомных станциях могут применяться несколько веществ, способных выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, т.к. его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, если коротко ТВЭлы.

ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки можно назвать хранилищами ядерного топлива. Вторая причина редкого использования тория – это его сложная и дорогая переработка уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо тоже не используется в атомной электроэнергетике, т.к. это вещество имеет очень сложный химический состав, который до сих пор так и не научились правильно использовать.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. Уран сегодня добывается тремя способами: открытым способом в карьерах, закрытым в шахтах, и способом подземного выщелачивания, с помощью бурения шахт. Последний способ особенно интересен. Для добычи урана выщелачиванием в подземные скважины заливается раствор серной кислоты, он насыщается ураном и выкачивается обратно.

Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде. Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья. Для сравнения, в России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана.

Места добычи урана нерадиоактивны. В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.

В виде руды уран в АЭС использовать нельзя, никаких реакций он дать не сможет. Сначала урановое сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом. Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», — он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при чудовищно высоких температурах больше 1500 градусов по Цельсию. Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.
В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
Конечно, просто так урановые таблетки в реактор не закидываются. Они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов — ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки. Именно ТВС и могут по праву называться топливом АЭС.

Переработка топлива АЭС

Примерно через год использования уран в ядерных реакторах нужно менять. Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение. В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них сделают свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония идут на изготовление источников ионизирующих излучений. Они используются в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в раскаленную печь и из остатков варится стекло, которое потом остается храниться в специальных хранилищах. Почему именно стекло? Из него будет очень сложно достать остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде.

Новости АЭС — не так давно появившийся новый способ утилизации радиоактивных отходов. Созданы так называемые быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива. По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.

Кроме того, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного. Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого никто использовал.

Как строится АЭС?

Что такое атомная электростанция? Что представляет собой это нагромождение серых зданий, которые большинство из нас видело только по телевизору? Насколько прочны и безопасны эти конструкции? Каково строение АЭС? В сердце любой атомной станции находится здание реактора, рядом с ним помещается машинный зал и здание безопасности.

ВАЖНО ЗНАТЬ:

Строительство АЭС ведется согласно нормативным актам, регламентам и требованиям безопасности для объектов, работающих с радиоактивными веществами. Ядерная станция – полноправный стратегический объект государства. Поэтому толщина укладки стен и железобетонных арматурных сооружений в здании реактора в несколько раз больше, чем у стандартных сооружений. Таким образом, помещения атомных станций могут выдержать 8-бальное землетрясение, торнадо, цунами, смерчи и падение самолета.

Здание реактора венчается куполом, который защищен внутренней и внешней бетонными стенками. Внутреннюю бетонную стенку покрывает стальной лист, который в случае аварии должен создать закрытое воздушное пространство и не выпустить радиоактивные вещества в воздух.

Каждая АЭС имеет свой бассейн выдержки. Туда помещаются урановые таблетки, которые уже отслужили свой срок. После того, как урановое топливо вытаскивают из реактора, оно остается чрезвычайно радиоактивным, чтобы реакции внутри ТВЭлов перестали происходить, должно пройти от 3х до 10ти лет (в зависимости от устройства реактора, в котором топливо находилось). В бассейнах выдержки урановые таблетки остывают, и внутри них перестают происходить реакции.

Технологическая схема АЭС, а проще говоря, схема устройства атомных станций бывает нескольких типов, как и характеристика АЭС и тепловая схема АЭС, она зависит от типа ядерного реактора, который используется в процессе получения электроэнергии.

Плавучая АЭС

Что такое АЭС, нам уже известно, но российским ученым пришло в голову, взять атомную станцию и сделать ее передвижной. К сегодняшнему дню проект почти завершен. Назвали эту конструкцию плавучая АЭС. По задумке, плавучая ядерная электростанция сможет обеспечить электричеством город населением до двухсот тысяч человек. Главное ее достоинство – возможность перемещения по морю. Строительство АЭС, способной к передвижению, пока ведется только в России.

Новости АЭС это скорый запуск первой в мире плавучей ядерной электростанции, которая призвана обеспечить энергией портовый город Певек, находящийся в Чукотском автономном округе России. Называется первая плавучая атомная станция «Академик Ломоносов», строится мини-АЭС в Петербурге и планируется к запуску в 2016 – 2019 годах. Презентация атомной электростанции на плаву состоялась в 2015, тогда строители представили почти готовый проект ПАЭС.

Плавучая АЭС призвана обеспечить электроэнергией самые отдаленные города, имеющие выход к морю. Ядерный реактор «Академика Ломоносова» не такой мощный, как у сухопутных атомных станций, но имеет срок эксплуатации 40 лет, это значит, что жители небольшого Певека почти полвека не будут страдать от нехватки электричества.

Плавучая АЭС может быть использована не только как источник тепловой и электроэнергии, но и для опреснения воды. По расчетам, в сутки она может выдать от 40 до 240 кубометров пресной воды.
Стоимость первого блока плавучей АЭС составила 16 с половиной миллиардов рублей, как видим, строительство атомных станций – не дешевое удовольствие.

Безопасность АЭС

После Чернобыльской катастрофы в 1986 году и аварии на Фукусиме в 2011 слова атомная АЭС вызывают у людей страх и панику. На деле современные атомные станции оснащены по последнему слову техники, разработаны специальные правила безопасности, и в целом защита АЭС состоит из 3х уровней:

На первом уровне должна быть обеспечена нормальная эксплуатация АЭС. Безопасность АЭС во многом зависит от правильно подобранного места для размещения атомной станции, качественно созданного проекта, выполнения всех условий при постройке здания. Все должно отвечать регламентам, инструкциям по безопасности и планам.

На втором уровне важно не допустить перехода нормальной работы АЭС в аварийную ситуацию. Для этого существуют специальные приборы, которые контролируют температуру и давление в реакторах, и сообщают о малейших изменениях показаний.

Если первый и второй уровень защиты не сработали, в ход идет третий – непосредственная реакция на аварийную ситуацию. Датчики фиксируют аварию и сами реагируют на нее – реакторы глушатся, источники радиации локализируются, активная зона охлаждается, об аварии сообщается.

Безусловно, ядерная электростанция требует особого внимания к системе безопасности, как на стадии строительства, так и на стадии эксплуатации. Несоблюдения строгого регламента могут повлечь за собой очень серьезные последствия, однако сегодня большая часть ответственности за безопасность АЭС ложится на компьютерные системы, а человеческий фактор почти полностью исключен. Принимая во внимание высокую точность современных машин, в безопасности АЭС можно быть уверенными.

Специалисты уверяют, что в стабильно работающих современных атомных станциях или, находясь рядом с ними, получить большую дозу радиоактивного излучения невозможно. Даже работники АЭС, которые, к слову, ежедневно измеряют уровень полученного излучения, подвергаются облучению не больше, чем обычные жители крупных городов.

Ядерные реакторы

Что такое АЭС? Это в первую очередь работающий ядерный реактор. Внутри него и происходит процесс выработки энергии. В ядерный реактор закладываются ТВС, в нем же урановые нейтроны вступают в реакцию друг с другом, там же они передают тепло воде и так далее.

Внутри конкретного здания реактора находятся следующие сооружения: источник водоснабжения, насос, генератор, паровая турбина, конденсатор, деаэраторы, очиститель, клапан, теплообменник, непосредственно реактор и регулятор давления.

Реакторы бывают нескольких типов, в зависимости от того, какое вещество исполняет функцию замедлителя и теплоносителя в устройстве. Наиболее вероятно, что современная ядерная электростанция будет иметь реакторы на тепловых нейтронах:

• водо-водяные (с обычной водой в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя);
• графитоводные (замедлитель – графит, теплоноситель – вода);
• графитогазовые (замедлитель – графит, теплоноситель – газ);
• тяжеловодные (замедлитель – тяжёлая вода, теплоноситель – обычная вода).

КПД АЭС и мощность АЭС

Общий КПД АЭС (коэффициент полезного действия) с водо-водяным реактором около 33%, с графитоводным – около 40%, тяжеловодным – около 29%. Экономическая состоятельность АЭС зависит от КПД ядерного реактора, энергонапряженности активной зоны реактора, коэффициента использования установленной мощности за год и т.д.

Новости АЭС – обещание ученых в скором времени увеличить КПД атомных станций в полтора раза, до 50%. Это произойдет, если тепловыделяющие сборки, или ТВС, которые непосредственно закладываются в ядерный реактор, будут изготавливать не из сплавов циркония, а из композита. Проблемы АЭС сегодня в том, что цирконий недостаточно жаропрочен, он не выдерживает очень высоких температур и давления, поэтому и КПД АЭС выходит невысоким, композит же может выдержать температуру выше тысячи градусов по Цельсию.

Эксперименты по использованию композита в качестве оболочки для урановых таблеток ведутся в США, Франции и России. Ученые работают над увеличением прочности материала и его внедрением в атомную энергетику.

Что такое атомная электростанция? АЭС это мировая электрическая мощь. Общая электрическая мощность АЭС всего мира – 392 082 МВт. Характеристика АЭС зависит в первую очередь от ее мощности. Самая мощная атомная станция в мире находится во Франции, мощность АЭС Сиво (каждого блока) больше полутора тысяч МВт (мегаватт). Мощность других ядерных электростанций колеблется от 12 МВт в мини-АЭС (Билибинская АЭС, Россия) до 1382 МВт (атомная станция Фламанвиль, Франция). На этапе строительства находятся блок Фламанвиль с мощностью 1650 МВт, атомные станции Южной Кореи Син-Кори с мощностью АЭС в 1400 МВт.

Стоимость АЭС

АЭС, что это? Это и большие деньги. Сегодня людям нужны любые способы добычи электроэнергии. Водяные, тепловые и атомные электростанции повсеместно строятся в более или менее развитых странах. Строительство атомной станции – процесс не из легких, требует больших затрат и капиталовложений, чаще всего денежные ресурсы черпаются из государственных бюджетов.

В стоимость АЭС входят капитальные затраты — расходы на подготовку площади, строительство, введение оборудования в эксплуатацию (суммы капитальных расходов запредельные, к примеру, один парогенератор АЭС стоит больше 9ти миллионов долларов). Кроме того ядерные станции требуют и эксплуатационных расходов, которые включают в себя покупку топлива, расходы на его утилизацию и проч.

По многим причинам официальная стоимость ядерной станции высчитывается лишь приблизительно, сегодня ядерная станция обойдется примерно в 21-25 миллиардов евро. С нуля построить один атомный блок обойдется примерно в 8 миллионов долларов. В среднем срок окупаемости одной станции – 28 лет, срок эксплуатации – 40 лет. Как видно, атомные станции – достаточно дорогое удовольствие, но, как мы выяснили, невероятно нужное и полезное для нас с вами.