Страница 1 из 3

Атомные электрические станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части.
Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя - водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и канальные.
С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС - отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).

Рис.1. Тепловая схема АЭС:
а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный насос; б - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 - питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура

В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела - вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности - это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.
По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехкотурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600.В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350 - 1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600. Основные характеристики реакторов приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные характеристики реакторов АЭС

Атомные электростанции, где установлены реакторы: ВВЭР-440 - Ровенская и др.; ВВЭР-1000 - Запорожская, Балаковская, Нововоронежская, Калининская, Южно-Украинская и др.; РБМК-1000 - Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская и др.; РБМК-1500 - Игналинская; БН-350 - Шевченковская; БН-600 - Белоярская.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) - реактор корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель - вода под давлением. Рабочее тело на АЭС с реакторами ВВЭР - водяной пар.
Реактор большой мощности кипящий (РБМК) - это канальный реактор, замедлителем в котором служит графит, а теплоносителем - вода и пароводяная смесь.
У реакторов на быстрых нейтронах теплоносителем первого и второго контуров является натрий, тем самым исключается возможность контакта радиоактивного металла с водой. На рис. 2 приведена принципиальная технологическая схема АЭС с ВВЭР. Тепловая энергия из активной зоны реактора 5 в парогенератор 1 переносится водой, циркулирующей под давлением, созданным ГЦН 2. Реактор ВВЭР-1 000 имеет четыре главных циркуляционных контура (на рис. 2 условно показан один контур) и столько же ГЦН.


Рис. 2. Упрощенная технологическая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором:
1 - парогенератор; 2 - главный циркуляционный насос (ГЦН); 3 - компенсатор объема; 4 - гидроаккумулятор системы аварийного охлаждения; 5 - реактор; 6 - установка спецводоочистки; 7 - насос нормальней подпитки и борного регулирования; 8 - теплообменник и насос охлаждения бассейна выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов); 9 - баки аварийного запаса борного раствора системы САОЗ нормальной и повышенной концентрации; 10 - теплообменник расхолаживания реактора; 11 - спринклерные насосы; 12 - насосы аварийного расхолаживания низкого и высокого давления; 13, 15 - аварийный и рабочий насосы подкачки борного концентрата; 14 - бак борного концентрата; 16 - паровая турбина; 17 - сепаратор-пароперегреватель; 18 - быстродействующие редукционные установки (БРУ) сброса пара; 19 - генератор; 20 - маслоохладитель; 21, 22 - газоохладитель и его насос; 23 - насос технической воды; 24 - циркуляционный насос турбины; 25 - конденсатор; 26, 28 - конденсатные насосы первой и второй ступеней; 27- конденсатоочистка; 29 - подогреватель низкого давления; 30 - питательный турбонасос; 31 - пескорезервный питательный электронасос; 32 - насос расхолаживания; 33 - деаэратор; 34 - подогреватель высокого давления; 35 - бак запаса питательной воды; 36 - аварийный питательный насос; 37 - насосы слива теплоносителя I контура

Для поддержания определенного давления пара над уровнем воды в реакторном контуре установлен паровой компенсатор объема 3 с электронагревом, который обеспечивает испарение воды в компенсаторе объема.
Безопасность АЭС обеспечивают системы нормальной эксплуатации, локализующие системы и система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Локализующая система и САОЗ должны обеспечить нераспространение радиоактивности вне герметичных помещений АЭС при всех нормальных и аварийных режимах. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами. Одна из таких систем состоит из баков аварийного запаса борного раствора 9, теплообменника расхолаживания 10, спринклерного насоса 11, насосов аварийного расхолаживания низкого и высокого давления 12. В случае разгерметизации реакторного контура и небольшой течи включаются насосы 12, подающие борированный раствор в контур. При максимальной проектной аварии (МПА) - разрыве главного циркуляцонного контура и падении давления в реакторе в объем над активной зоной и под нее подается вода из гидроаккумулирующих емкостей 4. Это должно предотвратить закипание воды в реакторе. Одновременно борированная вода подается в спринклерные установки и в реакторный контур. В струях воды спринклерной установки пар конденсируется и предотвращается повышение давления в герметичной оболочке. Стекающая в приямки вода охлаждается в теплообменниках 10 и вторично закачивается в контур и в спринклерные установки до полного охлаждения реактора.
Подпитка первого контура при нормальном режиме осуществляется насосами 7 из деаэратора первого контура. При малых расходах борсодержащая вода подается насосами 13 и 15.
Для охлаждения воды в бассейне перегрузки и выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов) имеется теплообменник и насос 8. Насосы 37 необходимы для обеспечения циркуляции охлаждающей жидкости через теплообменник и спецводоочистку.
При помощи системы управления и защиты реактора (СУЗ) осуществляется пуск и останов реактора, вывод и автоматическое поддержание мощности и выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны. Управление и защита реактора осуществляются перемещением в активной зоне реактора поглотителей нейтронов при помощи органов управления.
Технологическая схема второго нерадиоактивного контура АЭС во многом аналогична схеме КЭС.
Конструктивно реакторное отделение с реактором ВВЭР-1000 состоит из герметичной части - оболочки и негерметичной - обстройки. В герметичной части расположено основное оборудование: реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор объема, главные циркуляционные трубопроводы, емкости САОЗ и др. Для обеспечения необходимой степени безопасности оборудование и коммуникации с радиоактивным теплоносителем высокого давления, который при разуплотнении контура дает выход радиоактивных осколков деления наружу, заключены в герметичную оболочку. Оболочка задерживает радиоактивные продукты аварии внутри помещения без ухудшения сверхдопустимого предела радиационной обстановки снаружи оболочки реактора.
В основу компоновки энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 положен принцип модульной компоновки, т.е. в каждом энергоблоке предусмотрены все системы, обеспечивающие радиационную и ядерную безопасность энергоблока, а также аварийный останов, расхолаживание, отвод остаточных тепловыделений и комплекс послеаварийных мероприятий, независимо от режима работы остальных энергоблоков. Общестанционные системы, необходимые для обеспечения работы энергоблоков в режимах нормальной эксплуатации, выделены в отдельные сооружения АЭС.
Герметичная часть имеет цилиндрическую форму и состоит из двух объемов - верхнего и нижнего, которые соединены по воздуху. Верхняя часть перекрыта сферическим куполом. В верхней части оболочки установлено оборудование реакторной установки, системы очистки теплоносителя первого контура, транспортно-технологическое оборудование и вентиляционные системы.
Нижняя цилиндрическая часть оболочки соосна с верхним цилиндром и опирается на фундаментную плиту реакторного отделения. В этой части смонтированы вентиляционные камеры трубопроводов системы аварийного расхолаживания реактора, системы охлаждения шахты реактора и др.
Негерметичная часть реакторного отделения в плане имеет форму квадрата, который охватывает окружность оболочки. В помещениях смонтированы блочные технологические системы, которые по выполняемому функциональному назначению технологических процессов должны располагаться в зоне строгого режима. Реакторное отделение является зоной строгого режима. В помещениях реакторного отделения возможно воздействие на персонал внешнего 0-„ и-, 7-излучений, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных конструкций и оборудования радионуклидами или радиоактивными веществами.
На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 к помещениям зоны свободного режима относятся: машинный зал, где установлена турбина К-1030- 60/1500 или К-1000-60/1500 и турбогенератор ТВВ-1000-4УЗ, приточный 42 вентиляционный центр, блочные щиты управления и другое оборудование, т.е. помещения, в которых персонал не занят непосредственно на работах с источниками ионизирующих излучений. В зоне свободного режима практически исключается воздействие на персонал ионизирующего излучения.
При оценке уровня радиации в помещениях АЭС основным фактором радиационного воздействия является поток ионизирующих излучений, проникающих за биологическую защиту, в основном поток 7-излучения. Во всех зонах АЭС системы вентиляции обеспечивают допустимые концентрации радиоактивных веществ во вдыхаемом воздухе.

Как работает, например, гидроэлектростанция? Здесь все просто. Строится плотина, создается большой водоем, потоки воды под давлением вращают вал генератора, который вырабатывает электроэнергию. Как устроены ветряные электростанции? Тут все намного проще! Ветер крутит большие лопасти, которые вращают вал генератора, получается электричество. А какой принцип работы атомной электростанции? Оказывается, большинство людей вообще не понимают, как получают электроэнергию с помощью атомных реакторов. Для многих, это будто некая магия, что-то такое происходит в атомном реакторе, откуда получается электрический ток.

Считаю, что это несправедливо, люди должны знать, как работают атомные электростанции, потому что все намного проще и понятнее чем может показаться. О принципах работы атомной энергетики расскажу на примере Нововоронежской АЭС.

Итак, атомная станция со стороны выглядит как многие промышленные предприятия с техническими корпусами, кранами и трубами. Заметное отличие заключается в больших градирнях, из которых выходят большие клубы пара. Хотя градирни есть и на обычных теплоэлектростанциях, так что АЭС легко можно не опознать.

Переходим к самой известной по фильмам и фотографиям части АЭС — щиту управления.
Это блочный щит управления 4-м энергоблоком Нововоронежской атомной станции, запущенным в 1972 году. Здесь используется реактор ВВЭР-440 мощностью 400 МВт.

Нововоронежская АЭС — одна из первых атомных электростанций СССР и первая в мире атомная станция с водо-водяным энергетическим реактором. АЭС снабжает около 20 предприятий и более 2 миллионов жителей Центрально-Черноземного региона, а также на 85% обеспечивает Воронежскую область электричеством.

Всем известная «круглая штука с ромбиками» является разрезом активной зоны реактора. Красным показаны регулирующие стержни, белым — тепловыделяющие сборки. Если коротко и грубо, то атомный реактор представляет из себя большой вертикальный цилиндр, внутри которого располагаются стержни из ядерного топлива и контролирующие стержни.

Энергоблоки 3 и 4 были построены в начале 1970-х годов и должны были закончить работу еще в начале 2000-х годов, но позже срок их эксплуатации продлили. С прошлого года проводится активная модернизация.

Всего за историю Нововоронежской станции было 6 энергоблоков, первый из которых пущен в 1964 году, а шестой — в 2016 году. Седьмой энергоблок сейчас строится, а первый и второй уже выведены из работы.

Самая верхняя часть реактора, крышка напоминает большой колокол, а сами стержни находятся глубоко внизу. Это реакторное отделение 3-го и 4-го энергоблоков, а подобная смотровая площадка существует только на Нововоронежской АЭС. Да, именно так, можно сказать, выглядит снаружи атомный реактор.
Немного позади крышки располагается устройство для замены стержней, которое подъезжает сверху, когда крышку открывают, и производит работу внутри.

Блочный щит управления 5-м энергоблоком, построенным в 1980 году. Здесь используется реактор ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт.

Энергоблок должны были вывести из работы в 2010 году, но позже срок продлили.
С 1995 года Нововоронежская АЭС осуществляет модернизацию энергоблоков для приведения их в соответствие с современными стандартами безопасности.

Поскольку энергоблок и щит управления более новые, то и разрез активной зоны реактора тоже отображается уже не в аналоговом виде, а на мониторе компьютера в режиме реального времени. Можно наблюдать температуру и многие другие параметры.

Самая главная кнопка, которая полностью отключает реактор при возникновении самых страшных аварийных ситуаций. Пожелаем сотрудникам АЭС, чтобы подобных аварий никогда не происходило, а эта кнопка всегда оставалась запечатанной.

Во многих местах и помещениях станции находятся специальные устройства, измеряющие уровень радиации — счетчики Гейгера или дозиметры.

Пятый энергоблок Нововоронежской АЭС снаружи выглядит как цилиндр. Внутри необычного здания находится сам атомный реактор, окруженный специальной защитной цилиндрической оболочкой из железобетона. После ремонта и модернизации в 2011 году он снова введен в эксплуатацию, его мощность 1000 МВт.

А теперь главный вопрос: зачем вообще нужен реактор, как из всего этого получается электричество?
В реальности все оказывается не так «магически», как вероятно хотелось бы. Атомный реактор является фактически большим кипятильником, который нагревает воду.

После нагревания вода направляется к другому замкнутому контуру с водой, которая уже превращается в пар. Этот пар крутит большую турбину, приводящую в движение генератор, который вырабатывает электроэнергию.

В общем, все просто: реактор нагревает, вода/пар крутит генератор, получается электричество.
Машинный зал 5-го энергоблока.

Нагретую воду необходимо дальше куда-то направить и охладить, для этого придумали целые охладительные башни — градирни. Вода закачивается насосом наверх, а потом падает вниз, дробясь на мелкие капельки в оросителе. Снизу подается поток воздуха, который испаряет часть воды, а часть просто охлаждается и падает вниз.
Это градирни 3-го и 4-го энергоблоков высотой 95 метров.

Комплектное распределительное устройство предназначено для приема, распределения и передачи электричества. Грубо говоря, большой трансформатор. Внутри специальных труб находятся линии электропередач, все надежно и безопасно.
Это КРУЭ шестого энергоблока Нововоронежской АЭС.

Центральный щит управления 6-го энергоблока, который на данный момент является самым мощным атомной энергетике России — 1200 МВт. Построен по технологиям безопасности, ставшим актуальными после аварии на Фукусиме. Тип атомного реактора ВВЭР-1200.

Шестой энергоблок с улицы выглядит не так инфернально как цилиндр пятого, но по верхней части с трубами можно узнать. В августе 2016 года энергоблок был включен в сеть и выдал первые 240 МВт в энергосистему. На данный момент, это самый высокотехнологичный энергоблок в России, соответствующий самым современным требованиям надежности и безопасности.

Брызгальные бассейны 6-го блока, которые нужны для охлаждения систем потребления реактора. На заднем плане здание шестого энергоблока, градирни 6-го и строящегося 7-го энергоблока, и сама стройка.

Седьмой энергоблок будет близнецом шестого, завершение строительства намечено на 2018 год. Энергоблок будет устойчив к землетрясениям, ураганам, наводнениям, взрывам, даже падению самолета. Типа реактора ВВЭР-1200.

Турбинный зал 6-го энергоблока.

Срок службы основного оборудования блока теперь составляет 60 лет, а не 30 лет, как было на старых энергоблоках.

Градирни 6-го и 7-го энергоблоков намного больше и выше старых, их высота 171 метр.

Теперь вместо двух градирней на энергоблок используется одна, но большего размера. Это позволило уменьшить площадь самой атомной станции, сократить расходы материалов и средств.

Пункт управления 6-го энергоблока. В полную промышленную эксплуатацию энергоблок запланировано принять в конце 2016 года после проведения различных испытаний.

Большое спасибо лично

Принципиальная тепловая схема АЭС объединяет технологические схемы установок, входящих в систему АЭС, рассмотренных в предыдущих главах. Она включает в себя только основные установки - реакторную, парогенераторную, паротурбинную, конденсационную и конденсатно-питателъный

тракт, на принципиальную схему наносят основные трубопроводы, соединяющие установки в единую технологическую систему, на линиях стрелками указывают направление потоков пара и конденсата.

Независимо от числа основных и вспомогательных агрегатов на принципиальной тепловой схеме однотипное оборудование изображается только один раз , но со всеми последовательно включенными элементами : например, при установке на АЭС нескольких турбин на принципиальной схеме изображают только одну; трубопроводы указывают только одной линией по направлению основного потока независимо от числа параллельных потоков, без поперечных связей между трубопроводами к отдельным агрегатам, если таковые существуют, и без трубопроводов вспомогательного назначения, например, дренажных с дренажными баками, системы технической воды и др. Многочисленную арматуру, входящую в состав трубопроводов или установленную на самих агрегатах, также не наносят, исключение составляет только арматура, имеющая принципиальное значение, например, регулировочные вентили 21 (рис. 15.1) и 3 (см. рис. 15.3).

Принципиальная тепловая схема является основой для теплового расчета АЭС, для решения различных задач, например, выдачи турбостроительному заводу технического задания на проектирование новой машины, выбора мощности и параметров основных агрегатов, установления тепловой экономичности АЭС в условиях иного в сравнении с заводским расчетом вакуума в конденсаторе и др. Составленная для каждого из этих вариантов принципиальная схема подлежит предварительному расчету, на основе которого можно уточнить основные характеристики оборудования: наиболее экономичное распределение регенеративного подогрева по ступеням, число ступеней подогрева, давление в деаэраторе и др. Из перечисленных выше задач и из гл. 3 следует, что в основном расчет тепловой схемы и различные ее варианты относятся практически только к турбинной установке. Поэтому принципиальные схемы АЭС ниже даются как тепловые схемы паротурбинной части станции.

На рис. 15.1 приведена принципиальная тепловая схема паротурбинной части двухконтурной АЭС с ВВЭР-440. На этой АЭС устанавливаются две турбины К-220-44, но так как тепловая схема принципиальная, то на рис. 15.1 показана только одна турбина, хотя турбина имеет два двухпоточных ЦНД, на рисунке показан только один поток одного ЦНД.

Параметры пара в отборах турбины могут быть взяты по рис. 8.1а. Между ЦСД и ЦНД установлен сепаратор и двухступенчатый промперегреватель. У каждой турбины их по две, но на рис. 15.1 показан один, так как схема принципиальная; вторая ступень перегревателя питается свежим паром.

1 2 - уплотнение штоков клапанов турбины; 3 - уплотнение вала турбины; 4 - ЦСД турбины; 5 6 - ЦНД турбины; 7 8 - насос теплосети; 9 - конденсатор турбины; 10 11 - основной эжектор; 12 - эжектор уплотнений; 13 - конденсатоочистка; 14 15 - ПНД; 16 - дренажный насос; 17 - охладитель дренажа; 18 - деаэратор; 19 - питательный насос с электроприводом; 20 - ПВД; 21 - регулятор давления; 22 23 - БРУ-СН; 24 - БРУ-К

Турбинная установка имеет пять отборов пара из ЦСД (включая отбор после ЦСД) и три отбора пара из ЦНД, всего восемь отборов. Пар первого отбора в качестве греющего направляется в ПВД-3, в него же поступает и конденсат греющего пара промперегревателя второй ступени. Пар второго отбора поступает как греющий пар в первую ступень перегревателя и в ПВД-2. Пар третьего отбора питает ПВД-1 и коллектор пара собственных нужд . От коллектора пара собственных нужд пар поступает через регулятор для поддержания постоянного давления в деаэратор, а также на пароэжекторную машину, установленную в машинном зале, на выпарные аппараты спецводоочистки (СВО) и др. К коллектору пара собственных нужд имеется резервный подвод пара из паропроводов свежего пара через БРУ собственных нужд (БРУ-СН). В деаэратор каскадом сливаются также конденсаты греющих паров ПВД. Выпар деаэратора в качестве рабочей среды поступает в эжекторы - основной и уплотнений. Отборный пар из четвертой ступени используется как греющий пар

для ПНД-5 и для второй ступени подогревателя сетевой воды. (К сожалению, для подогревателей сетевой воды все еще употребляется термин "бойлер", вовсе не отвечающий существу процесса.) Турбина К-220-44 работает на нерадиоактивном паре, поэтому подогреватели сетевой воды - без промежуточного контура. Однако для большей радиационной безопасности давление в тепловой сети принимается большим, чем для греющего пара; для схемы, изображенной на рис. 15.1, давление воды в тепловой сети принято 0,6 - 0,7 МПа, поэтому при неплотностях в теплообменной поверхности переток воды возможен только из тепловой сети в греющий пар, но не наоборот.

Пар из пятого отбора используется в качестве греющей среды для ПНД-4, а пар шестого отбора - для ПНД-3 и для первой ступени подогревателя сетевой воды; пар седьмого и восьмого отборов подается соответственно в ПНД-2 и ПНД-1.

Конденсат греющего пара подогревателей сетевой воды каскадно сливается из второй ступени в первую и из нее в корпус ПНД-2. Конденсат из ПНД-5 сливается в ПНД-4 и из него затем закачивается дренажным насосом в тракт конденсата. Аналогично выполнена схема слива дренажа и для ПНД-3 и ПНД-2, однако для повышения тепловой экономичности на сливе из ПНД-3 установлен охладитель дренажа. Конденсат греющего пара ПНД-1 через охладитель дренажа сливается в конденсатор.

В конденсатор поступают пар после ЦНД и обессоленная добавочная вода. Образовавшийся конденсат после конденсатора проходит через охладители рабочего пара эжекторов (основного и уплотнений) и поступает на конденсатоочистку. Через конденсатоочистку (рис. 15.1) проходит 100% расхода турбинного конденсата, но не 100% расхода пара на турбину, так как конденсат греющего пара (за исключением ПНД-1) поступает непосредственно в конденсатно-питательный тракт.

Эжекторы размещены до конденсатоочистки, так как важна непосредственная близость основного эжектора к конденсатору, а небольшой прирост температуры конденсата перед ионообменными фильтрами практически не меняет температурного режима их работы. Конденсат рабочего пара эжекторов сливается в конденсатор: непосредственно для основного эжектора и через дренажный бак с последующей закачкой в конденсатор для эжектора уплотнений.

При внезапной остановке турбины имеется возможность сброса свежего пара непосредственно в конденсатор через соответствующую БРУ (через БРУ-К). На схеме показаны также подача пара на уплотнения турбины и их отсос. Так как у турбины К-220-44 ЦСД однопоточный, то это нашло свое отражение в организации уплотнения этой части турбины. Как и на всех последующих современных тепловых схемах АЭС в качестве рабочей среды эжекторов, основного и уплотнений, используется выпар деаэратора.

Принципиальная тепловая схема паротурбинной части двухконтурной АЭС с ВВЭР-1000 и тихоходной турбиной мощностью 1000 МВт приведена на рис. 15.2. Тепловые схемы на рис. 15.1 и 15.2 в целом однотипны. Однако есть и некоторые различия. Прежде всего различаются привод питательного насоса для ВВЭР-1000 применен турбопривод. На принципиальной схеме рис. 15.2 показана только одна из двух приводных турбин, мощность каждой 12 МВт. Конденсат приводной турбины сливается в основной конденсатор. Так как на принципиальной схеме указываются только постоянно работающие элементы, то на рисунке не показаны пусковые электронасосы; их установлено два с подачей по 150 т/ч. Пар, получаемый в парогенераторе в пусковой период, через БРУ-СН поступает в коллектор собственных нужд, от которого имеется резервное питание приводной турбины. После выхода на мощность основной турбины приводная турбина питается постоянно паром после СПП, как и показано на рис. 15.2.

1 2 - блок стопорно-регулирующих клапанов; 3 - ЦСД турбины; 4 - уплотнения вала турбины; 5 - сепаратор-промперегреватель; 6 - отсечная заслонка; 7 - ЦНД турбины; 8 - подогреватели сетевой воды; 9 - насос теплосети; 10 - конденсатор турбины; 11 - конденсатный насос первой ступени; 12 - основной эжектор; 13 - эжектор уплотнений; 14 - конденсатоочистка; 15 - конденсатный насос второй ступени; 16 - ПНД; 17 - дренажный насос; 18 - охладитель дренажа; 19 - деаэратор; 20 - питательный насос с турбоприводом; 21 - ПВД; 22 - коллектор пара собственных нужд; 23 - БРУ-СН; 24 - БРУ-К

Сепарат из СПП направляется в деаэратор, а конденсат греющего пара промперегревателя - из первой ступени в ПВД-2, а из второй - в ПВД-3. Питание ПВД паром осуществляется из первого, второго и третьего отборов турбины. Конденсат греющего пара ПВД-1 сливается в ПНД-4, а конденсат греющего пара ПВД-3 - в ПВД-2, из которого он перетекает в деаэратор, но может при нерасчетном режиме сливаться из ПВД-2 в ПВД-1 и вместе с дренажом ПВД-1 поступать в ПНД-4. Число ПНД уменьшено в сравнении с рис. 15.1, установлены два дренажных насоса и два охладителя дренажа. Это должно способствовать повышению тепловой экономичности турбины К-1000-60/1500 в сравнении с К-220-44. В противоположность этому подача конденсата греющего пара подогревателей теплосети в конденсатор, а не в один из корпусов ПНД, снижает тепловую экономичность и излишне загружает анионит конденсатоочистки. Пар на уплотнения турбины подается из деаэратора. По выполнению этой линии видно, что ЦСД для этой турбины двухпоточные.

Рассмотрение тепловых схем рис. 15.1 им 15.2 и их сопоставление показывают существенное развитие регенеративной системы для турбин двухконтурной АЭС. В значительной мере возможности повышения тепловой экономичности двухконтурной АЭС представляются уже исчерпанными. В схемах двухконтурной АЭС материалом теплообменных поверхностей для ПВД является углеродистая сталь, а для ПНД - часто латунь. Такое решение нежелательно по двум причинам. Во-первых, использование меди более целесообразно в других отраслях техники. Во-вторых, наличие оксидов меди в воде интенсифицирует коррозию сталей. В отдельных проектах несмотря на двухконтурность АЭС трубки ПНД выполняют из нержавеющих аустенитных сталей. Более правильным решением было бы применение для трубок ПНД стали 08Х14МФ или перлитных сталей (что уменьшит капиталовложения для АЭС). Опыт обычной теплоэнергетики свидетельствует о том, что в условиях воды высокой чистоты при дозировании окислителя (газообразного кислорода или перекиси водорода) в конденсат после конденсатоочистки такое решение вполне допустимо, оно целесообразно и для одноконтурной АЭС.

Особенности тепловой схемы одноконтурной АЭС связаны с радиоактивностью паров. В любой схеме таких АЭС обязательно: во-первых, включение в тепловую схему испарителя для получения нерадиоактивного пара, подаваемого на уплотнения турбин, во-вторых, использование промежуточного водяного контура между греющим паром и водой теплосети. Выполнение этих решений обязательно.

Основное отличие тепловых схем одноконтурной АЭС от двухконтурной АЭС связано с обеспечением надежного

водного режима реактора. В реактор двухконтурной АЭС извне поступает небольшое количество подпиточной воды, а продукты коррозии имеют своим источником ограниченный первый контур, выполняемый из нержавеющих аустенитных сталей. В реактор одноконтурной АЭС поступают большие расходы питательной воды, равные паропроизводительности установки, и продукты коррозии не только реакторного контура, но и всей регенеративной системы турбины. От естественных примесей воды реактор одноконтурной АЭС надежно защищает 100%-ная конденсатоочистка. Поэтому основное внимание при разработке тепловой схемы турбинной части одноконтурной АЭС уделяется решению проблемы удаления продуктов коррозии из тракта, предшествующего реактору. Эти вопросы решаются по-разному и не нашли еще своего окончательного решения. На первых блоках отечественных одноконтурных АЭС с РБМК-1000, стремясь уменьшить поступление продуктов коррозии в воду реактора, подогреватели высокого давления не устанавливали, все конденсаты греющего пара и слив из сепаратора направляли в конденсатор для последующей очистки их совместно с турбинным конденсатом на конденсатоочистке. Потерю тепловой экономичности, вызываемую сливом в конденсатор всех этих потоков, в какой-то мере компенсировали охладители дренажей, которые были установлены после каждого ПНД и соответственно усложняли схему. Для РБМК-1000 отказ от установки ПВД сохранился, но в тепловую схему АЭС с РБМК-1000 были внесены определенные изменения. Такая схема, осуществленная на многих блоках с РБМК-1000, показана на рис. 15.3.

Основные особенности этой тепловой схемы следующие; для уменьшения поступления продуктов коррозии в реакторную воду, как было сказано выше, ПВД не установлены, что приводит к определенной потере тепловой экономичности, так как температура питательной воды ниже оптимальной; охладитель дренажа оставлен только после ПНД-1; сепарат из СПП сливается в ПНД-3; конденсат греющего пара первой и второй ступеней перегрева направлен в деаэратор; все конденсаты греющих паров каскадом сливаются в конденсатор.

Такое решение приводит к заметной потере тепловой экономичности. Кроме того, из этого потока нужно удалять именно продукты коррозии, что требует только механической фильтрации, но не ионного обмена, осуществляемого в конденсатоочисткс. Поэтому очистка конденсатов греющих паров ПНД на конденсатоочистке приводит к перерасходу смол, в частности дорогостоящего анионита. Более рациональное (предпочтительное) решение по очистке конденсата греющего пара ПНД показано на рис. 15.4б в сравнении с решением, осуществленным по рис. 15.4a , отвечающим тепловой схеме рис. 15.3.

1 - питательный насос; 2 - деаэратор; 3 - регулятор давления; 4 - испаритель; 5 - уплотнения штоков клапанов турбины; 6 - блок стопорно-регулирующих клапанов; 7 - ЦСД турбины; 8 - сепаратор-промперегреватель; 9 - уплотнения вала турбины; 10 - ЦНД турбины; 11 - отсекающая заслонка; 12 - подогреватели промконтура теплосети; 13 - насос промконтура теплосети; 14 - конденсатор турбины; 15 - конденсатный насос первого подъема; 16 - основной эжектор; 17 - эжектор уплотнений; 18 - конденсатоочистка; 19 - конденсатный насос второго подъема; 20 - ПНД

Как видно из рис. 15.4а , конденсатоочистка состоит из катионитового фильтра К, играющего роль механического фильтра, и последующего фильтра смешивающего действия ФСД, в котором в смешанном слое катионита и анионита происходит ионный обмен. Исследования показывают, что в собственно турбинном конденсате содержание оксидов железа близко к их истинной растворимости; содержание оксидов железа в каскадном сливе конденсатов греющих паров составляет 35-40 мкг/кг, существенно превышая растворимость. Смешение двух потоков с разными физико-химическими показателями и их совместная очистка ухудшает степень выведения продуктов коррозии из тракта и удорожает конденсатоочистку. Более правильным является раздельная очистка этих потоков, показанная на рис. 15.4б . Наполнители для механических фильтров предлагаются различные. Важно то, что все они существенно дешевле ионообменных смол. Сопоставление рис. 15.4а и б показывает также, что сокращается вообще число

фильтров. Каскадный слив всех дренажей системы ПНД, показанный на рис. 15.3, является ошибочным решением, принятым ХТГЗ по согласованию с ЛАЭС, на которой устанавливались первые блоки РБМК. При этом экономичность турбинной установки и, следовательно, всей АЭС является наименьшей. Ошибочно также использование в качестве механического фильтра нерегенерируемого катионита. Это решение не только наиболее дорогое, но и наиболее неблагоприятное, так как даже нерегенерируемый катионит будет способствовать колебаниям значения рН, что неблагоприятно для одноконтурной АЭС. Более рационально использовать в качестве механического фильтра электромагнитный фильтр (ЭМФ).

На ЭМФ следует очищать от механических примесей (продуктов коррозии) также и все дренажи ПНД, а также и теплофикационной установки. Большое достоинство ЭМФ - их исключительная компактность, что связано с большой допустимой скоростью фильтрования (1000 м 3 /ч). Так, на турбину мощностью 750 МВт при полном расходе питательной воды достаточно трех фильтров диаметром 1 м и высотой 3 м. Установка ЭМФ показана на рис. 15.5.

В фильтр загружаются мягкомагнитные шарики диаметром 6 мм. При наложении электромагнитного поля ферромагнитные загрязнения воды, перемещаются к магнитным полюсам шариков, где и отлагаются. Немагнитные оксиды железа и других металлов и неметаллические загрязнения в большей мере адсорбируются отложившимися магнитными оксидами железа. При превышении сопротивления фильтра на 0,1 МПа (10%) фильтр автоматически переводится в режим промывки, по завершении которой также автоматически включается в работу. При работе фильтра задвижки 2 и 5 открыты, а задвижки 4, 6 и 7 закрыты. Фильтр выводится на промывку через 1 - 2 недели работы (в зависимости от роста сопротивления). При переводе в промывочный режим открывается задвижка 7 на байпасе фильтра. Затем закрываются задвижки 2 и 5 и открываются задвижки 4 и 6 для прохода воды в фильтр с последующим сбросом ее в дренажный бак. Промывка занимает около 2 мин. Введение фильтра в работу предусматривает закрытие задвижек 4 и 6 , открытие задвижек 2 и 5 и закрытие задвижки 7 .

Большим недостатком ЭМФ является выключение их из работы и выброс уже поглощенных продуктов коррозии в воду "залпом", что может произойти в отсутствии электронапряжения. Поэтому в схеме их установки всегда должны предусматриваться "страховочные" элементы после ЭМФ. Таким элементом является ФСД на рис. 15.6 и фильтр насыпного типа после ЭМФ на сливе всех дренажей (рис. 15.6).

1 - вода на очистку; 2, 4, 5, 6, 7 - задвижки; 3 - ЭМФ; 5 - очищенная вода

Рис. 15.6. Использование ЭМФ в сочетании со "страховочными" элементами:

1 - ЭМФ; 2 - ФСД; 3, 4 - насыпной фильтр

К сожалению, для создаваемых ХТГЗ блоков с РБМК-1500 с согласия заказчика сепарат вообще (без очистки!) закачивают обратно в реактор.

Атомная электростанция (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 ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция) (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (См. Ядерное горючее) (в основном 233 U, 235 U. 239 Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1 ) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт ). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт ) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором (См. Водо-водяной реактор) «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт ).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2 . Тепло, выделяющееся в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3 ). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой (См. Биологическая защита), Теплообменник и, Насос ы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах (См. Канальный реактор) ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт ) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт ) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт ) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235 U, но и сырьевые материалы 238 U и 232 Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.-Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

С. П. Кузнецов.

Большая советская энциклопедия. - М.: Советская энциклопедия . 1969-1978 .

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

Атомная электроэнергетика – современный и быстро развивающийся способ добычи электричества. А вы знаете, как устроены атомные станции? Каков принцип работы АЭС? Какие типы ядерных реакторов сегодня существуют? Постараемся детально рассмотреть схему работы АЭС, вникнуть в устройство ядерного реактора и узнать о том, насколько безопасен атомный способ добычи электроэнергии.

Как устроена АЭС?

Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.

Схема невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?

Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.

Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки.
Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.

Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.

Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.

Полная высота гермозоны – 50-60 метров.

Из чего состоит атомный реактор?

Чтобы понять принцип работы ядерного реактора, а значит и принцип работы АЭС, нужно разобраться в составляющих реактора.

• Активная зона. Это зона, куда помещается ядерное топливо (тепловыделитель) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом выступает уран) совершают цепную реакцию деления. Замедлитель призван контролировать процесс деления, и позволяет провести нужную по скорости и силе реакцию.
• Отражатель нейтронов. Отражатель окружает активную зону. Состоит он из того же материала, что и замедлитель. По сути это короб, главное назначение которого – не дать нейтронам выйти из активной зоны и попасть в окружающую среду.
• Теплоноситель. Теплоноситель должен вобрать в себя тепло, которое выделилось при делении атомов топлива, и передать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет то, как устроена АЭС. Самый популярный теплоноситель на сегодня – вода.
  Система управления реактором. Датчики и механизмы, которые приводят реактор АЭС в действие.

Топливо для АЭС

На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.

Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.

Обогащенный уран

Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).

Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.

Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.

Урановый порошок

Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.

Урановые таблетки

Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.

Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.

Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.

Что такое ТВЭЛ и ТВС?

Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.

Просто так закинуть топливо в реактор невозможно, ну, если вы не хотите получить взрыв всей станции и аварию с последствиями на пару близлежащих государств. Поэтому урановое топливо помещается в ТВЭЛы, а потом собирается в ТВС. Что значат эти аббревиатуры?

• ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, которая их производит). По сути это тонкая и длинная циркониевая трубка, сделанная из сплавов циркония, в которую помещаются урановые таблетки. Именно в ТВЭЛах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя тепло при реакции.

Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.

Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.

В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.

По сути это несколько ТВЭЛов, скрепленных между собой. ТВС – это готовое атомное топливо, то, на чем работает АЭС. Именно ТВС загружаются в ядерный реактор. В один реактор помещаются около 150 – 400 ТВС.
В зависимости от того, в каком реакторе ТВС будет работать, они бывают разной формы. Иногда пучки складываются в кубическую, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную форму.

Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью.
Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.

Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.

Весит ядерное топливо для АЭС запредельно много, т.к. уран – один из самых тяжелых металлов на планете. Его удельный вес в 2,5 раза больше, чем у стали.

Атомная электростанция: принцип работы

Каков принцип работы АЭС? Принцип работы АЭС базируется на цепной реакции деления атомов радиоактивного вещества – урана. Эта реакция происходит в активной зоне ядерного реактора.

Если не вдаваться в тонкости ядерной физики, принцип работы АЭС выглядит так:
После пуска ядерного реактора из ТВЭЛов извлекаются поглощающие стержни, которые не дают урану вступить в реакцию.

Как только стрежни извлечены, нейтроны урана начинают взаимодействовать друг с другом.

Когда нейтроны сталкиваются, происходит мини-взрыв на атомном уровне, выделяется энергия и рождаются новые нейтроны, начинает происходить цепная реакция. Этот процесс выделяет тепло.

Тепло отдается теплоносителю. В зависимости от типа теплоносителя оно превращается в пар или газ, которые вращают турбину.

Турбина приводит в движение электрогенератор. Именно он по факту и вырабатывает электрический ток.

Если не следить за процессом, нейтроны урана могут сталкиваться друг с другом до тех пор, пока не взорвут реактор и не разнесут всю АЭС в пух и прах. Контролируют процесс компьютерные датчики. Они фиксируют повышение температуры или изменение давления в реакторе и могут автоматически остановить реакции.

Чем отличается принцип работы АЭС от ТЭС (теплоэлектростанций)?

Различия в работе есть только на первых этапах. В АЭС теплоноситель получает тепло от деления атомов уранового топлива, в ТЭС теплоноситель получает тепло от сгорания органического топлива (угля, газа или нефти). После того, как или атомы урана, или газ с углём выделили тепло, схемы работы АЭС и ТЭС одинаковы.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов:
Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство.
Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет!
Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.

Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.

Водо-водяной реактор

Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор.
Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.

Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.

Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.

Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.

Безопасность работы АЭС

Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности.
Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.

В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).

• Первый барьер – прочность урановых таблеток. Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления. Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
• Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
• Третий барьер – прочный стальной корпус реактор а, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
• Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.

Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.

Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».

Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.

Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.