Атомна електростанція (АЕС)
А важка електро а нція (АЕС), електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється в електричну. Генератором енергії на АЕС є атомний реактор (див. Ядерний реактор ). Тепло, яке виділяється в реакторі в результаті ланцюгової реакції поділу ядер деяких важких елементів, потім так само, як і на звичайних теплових електростанціях (ТЕС), перетворюється в електроенергію. На відміну від ТЕС, що працюють на органічному паливі, АЕС працює на ядерному паливі (В основному 233U, 235U. 239Pu). При розподілі 1 г ізотопів урану або плутонію вивільняється 22 500 квт ч, що еквівалентно енергії, що міститься в 2800 кг умовного палива. Встановлено, що світові енергетичні ресурси ядерного пального (уран, плутоній і ін.) Істотно перевищують енергоресурси природних запасів органічного палива (нафта, вугілля, природний газ та ін.). Це відкриває широкі перспективи для задоволення швидко зростаючих потреб в паливі. Крім того, необхідно враховувати всі збільшується обсяг споживання вугілля і нафти для технологічних цілей світової хімічної промисловості, яка стає серйозним конкурентом теплових електростанцій. Незважаючи на відкриття нових родовищ органічного палива і вдосконалення способів його видобутку, в світі спостерігається тенденція до відносить збільшенню його вартості. Це створює найбільш важкі умови для країн, які мають обмежені запаси палива органічного походження. Очевидна необхідність якнайшвидшого розвитку атомної енергетики, яка вже займає помітне місце в енергетичному балансі ряду промислових країн світу.
Перша в світі АЕС дослідно-промислового призначення (рис. 1) потужністю 5 Мвт була пущена в СРСР 27 червня 1954 року в м Обнінську. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці, що отримав визнання на 1-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).
У 1958 була введена в експлуатацію 1-а черга Сибірської АЕС потужністю 100 Мвт (повна проектна потужність 600 Мвт). У тому ж році розгорнулося будівництво Білоярської промислової АЕС, а 26 квітня 1964 генератор 1-ї черги (блок потужністю 100 Мвт) видав струм в Свердловську енергосистему, 2-й блок потужністю 200 Мвт зданий в експлуатацію в жовтні 1967. Відмітна особливість Белоярской АЕС - перегрів пара (до отримання потрібних параметрів) безпосередньо в ядерному реакторі, що дозволило застосувати на ній звичайні сучасні турбіни майже без всяких переробок.
В Вересня 1964 був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 Мвт. Собівартість 1 квт-ч електроенергії (найважливіший економічний показник роботи всякої електростанції) на цій АЕС систематично знижувалася: вона складала 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Перший блок Нововоронезької АЕС був побудований не тільки для промислового користування, а й як демонстраційний об'єкт для показу можливостей і переваг атомної енергетики, надійності і безпеки роботи АЕС. У листопаді 1965 р Мелекессе Ульяновської області стала до ладу АЕС з водо-водяним реактором «Киплячого» типу потужністю 50 Мвт, реактор зібраний за одноконтурною схемою, що полегшує компоновку станції. У грудні 1969 був пущений другий блок Нововоронезької АЕС (350 Мвт).
За кордоном перша АЕС промислового призначення потужністю 46 Мвт була введена в експлуатацію в 1956 в Колдер-Холі (Англія) .Через рік вступила в лад АЕС потужністю 60 Мвт в Шиппінгпорт (США).
Принципова схема АЕС з ядерним реактором, що має водяне охолодження, наведена на рис. 2. Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою ( теплоносієм ) 1-го контуру, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора надходить в теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане в реакторі, воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і утворюється пара надходить в турбіну 4.
Найбільш часто на АЕС застосовуються 4 типи реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні з звичайною водою як сповільнювач і теплоносія; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм і графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач; 4) графіто-газові з газовим теплоносієм і графітовим сповільнювачем.
Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається головним чином накопиченим досвідом у реакторобудуванні, а також наявністю необхідного промислового устаткування, сировинних запасів і т. Д. В СРСР будують головним чином графіто-водні та водо-водяні реактори. На АЕС США найбільшого поширення набули водо-водяні реактори. Графито-газові реактори застосовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС з важководними реакторами.
Залежно від виду і агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної межі термодинамічної циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне пальне, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносітеля, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС, теплової реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати щодо більш економічні цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС в цих двох випадках виконується 2-контурної: в 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур - пароводяної. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичений пар направляється або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву (рис. 3). У високотемпературних графіто-газових реакторах можливе застосування звичайного газотурбінного циклу. Реактор в цьому випадку виконує роль камери згоряння.
При роботі реактора концентрація діляться ізотопів в ядерному паливі поступово зменшується, т. Е. ТВЕЛи вигорають. Тому з часом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів і пристосувань з дистанційним управлінням. Відпрацьовані ТВЕЛи переносять в басейн витримки, а потім направляють на переробку.
До реактору і обслуговуючим його систем відносяться: власне реактор з біологічної захистом , теплообмінники , насоси або газодувние установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи і арматура циркуляційного контуру; пристрою для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолоджування і ін.
Залежно від конструктивного виконання реактори мають відмінні риси: в корпусних реакторах ТВЕЛи і сповільнювач розташовані всередині корпусу, що несе повний тиск теплоносія; в канальних реакторах ТВЕЛи, що охолоджуються теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, які пронизують сповільнювач, укладений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Белоярская АЕС та ін.).
Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічної захистом, основним матеріалом для якої служать бетон, вода, Серпентіновие пісок. Устаткування реакторного контура має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільності і розривів контуру не призводило до радіоактивних викидів і забруднення приміщень АЕС і навколишньої місцевості. Устаткування реакторного контура зазвичай встановлюють в герметичних боксах, які відокремлені від інших приміщень АЕС біологічної захистом і при роботі реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість пари теплоносія, обумовлене наявністю підтікання з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спеціальною системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри і газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС стежить служба дозиметричного контролю.
При аваріях в системі охолодження реактора для запобігання перегріву і порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кілька секунд) глушіння ядерної реакції; аварійна система розхолоджування має автономні джерела живлення.
Наявність біологічні захисту, систем спеціальної вентиляції і аварійного розхолоджування і служби дозиметричного контролю дозволяє повністю забезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.
Устаткування машинного залу АЕС аналогічно устаткуванню машинного залу ТЕС. Відмітна особливість більшості АЕС - використання пара порівняно низьких параметрів, насиченого або слабоперегретого.
При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють сепаруючі пристрої. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів і проміжних перегрівачів пара. У зв'язку з тим що теплоносій і що містяться в ньому домішки при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення устаткування машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС повинно повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС з високими параметрами пари подібні вимоги до обладнання машинного залу не пред'являються.
У число специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива протяжність комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів і несучих конструкцій реактора, надійна організація вентиляції приміщень. На рис. показаний розріз головного корпусу Білоярської АЕС з канальним графіто-водним реактором. В реакторному залі розміщені: реактор з біологічним захистом, запасні ТВЕЛи і апаратура контролю. АЕС скомпонована за блоковим принципом реактор - турбіна. У машинному залі розташовані турбогецератори і обслуговуючі їх системи. Між машинним і реакторних залами розміщені допоміжне обладнання і системи управління станцією.
Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд, енергонапруженість активної зони, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС за рік. З ростом потужності АЕС питомі капіталовкладення в неї (вартість встановленого квт) знижуються більш різко, ніж це має місце для ТЕС. У цьому головна причина прагнення до спорудження великих АЕС з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової в собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%). Тому великі АЕС найбільш поширені в промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС невеликої потужності - у важкодоступних або віддалених районах, наприклад АЕС в сел. Білібіно (Якутська АРСР) з електричною потужністю типового блоку 12 Мвт. Частина теплової потужності реактора цієї АЕС (29 Мвт) витрачається на теплопостачання. Поряд з виробленням електроенергії АЕС використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС (Казахська РСР) електричною потужністю 150 Мвт розрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 т води з Каспійського моря.
У більшості промислово розвинених країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН, Японія, НДР та ін.) За прогнозами потужність діючих і споруджуваних АЕС До 1980 буде доведена до десятків Гвт. За даними Міжнародного атомного агентства ООН, опублікованими в 1967, встановлена потужність всіх АЕС в світі До 1980 досягне 300 Гвт.
У Радянському Союзі здійснюється широка програма введення в дію великих енергетичних блоків (до 1000 Мвт) з реакторами на теплових нейтронах. У 1948-49 були розпочаті роботи щодо реакторів на швидких нейтронах для промислових АЕС. Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дає можливість використовувати не тільки 235U, а й сировинні матеріали 238U і 232Th. Крім того, реактори на швидких нейтронах не містять сповільнювача, мають порівняно малі розміри і велике завантаження. Цим і пояснюється прагнення до інтенсивного розвитку швидких реакторів в СРСР. Для досліджень зі швидких реакторів були послідовно споруджені експериментальні та дослідні реактори БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Отриманий досвід зумовив перехід від досліджень модельних установок до проектування та спорудження промислових АЕС на швидких нейтронах (БН-350) у м Шевченко і (БН-600) на Белоярской АЕС. Ведуться дослідження реакторів для потужних АЕС, наприклад в м Мелекессе побудований дослідний реактор БОР-60.
Великі АЕС споруджуються і в ряді країн, що розвиваються (Індія, Пакистан і ін.).
На 3-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (1964, Женева) було відзначено, що широке освоєння ядерної енергії стало ключовою проблемою для більшості країн. Що відбулася в Москві в серпні 1968 7-я Світова енергетична конференція (МІРЕК-VII) підтвердила актуальність проблем вибору напрямку розвитку ядерної енергетики на наступному етапі (умовно 1980-2000), коли АЕС стане одним з основних виробників електроенергії.
Літ .: Деякі питання ядерної енергетики. Зб. ст., під ред. М. А. Стиріковіч, М., 1959; Канаєв А. А., Атомні енергетичні установки, Л., 1961; Калафаті Д. Д., Термодинамічні цикли атомних електростанцій, М.-Л., 1963; 10 років Першої в світі атомної електростанції СРСР. [Зб. ст.], М., 1964; Радянська атомна наука і техніка. [Збірник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомна енергетика наших днів, М., 1968.
С. П. Кузнєцов.
Мал. 2. Принципова схема АЕС: 1 - ядерний реактор; 2 - циркуляційний насос; 3 - теплообмінник; 4 - турбіна; 5 - генератор електричного струму.
Мал. 1. Атомна електростанція АН СРСР. в м.Обнінськ Калузької обл.
Розташування основних об'єктів станції: 1 - головний корпус; 2 - службовий корпус; 3 - хімводоочищення; 4 - газгольдерне; 5 - спеціального водоочищення.
Мал. 3. Принципова теплова схема АЕС з ядерним перегрівом пара (2-й блок Белоярской АЕС): 1 - реактор; 2 - випарний канал; 3 - пароперегревательной канал; 4 - барабан-сепаратор; 5 - циркуляційний насос; 6 - деаератор; 7 - турбіна; 8 - конденсатор; 9 - конденсаційний насос; 10 - регенеративний підігрівач низького тиску; 11 - живильний насос; 12 - регенеративні підігрівачі високого тиску; 13 - генератор електричного струму.
Розріз головного корпусу станції: 1 - реактор; 2 - запасні ТВЕЛи; 3 - сепаратор; 4 - деаератор; 5 - пульт управління; 6 - машинний зал; 7 - мостовий кран; 8 - головний циркуляційний насос; 9 - водопідігрівач; 10 - кран перевантаження ТВЕЛів; 11 - витяжна вентиляція; 12 - воздухозаборняк припливної вентиляції.