Что такое аэс в географии. АЭС: как это работает? Основные проблемы ядерной энергетики
Атомные электростанции
Атомные электростанции представляют собой, ядерные установки производящие энергию, соблюдая при этом заданные режимы при определённых условиях. Для этих целей используется определённая проектом территория, где для выполнения поставленных задач используют ядерные реакторы в комплексе с необходимыми системами, устройствами, оборудованием и сооружениями. Для выполнения целевых задач привлекается специализированный персонал.
Все атомные электростанции России
История атомной энергетики у нас в стране и за рубежом
Вторая половина 40 –х гг., ознаменовалась началом работ по созданию первого проекта, предполагающего использование мирного атома для генерации электроэнергии. В 1948 году, И.В. Курчатов, руководствуясь заданием партии и советского правительства, внёс предложение о начале работ по практическому использованию атомной энергии, для вырабатывания электроэнергии.
Спустя два года, в 1950г., неподалёку от посёлка Обнинское, расположенного в Калужской области, был дан старт строительству первой на планете АЭС. Запуск первой в мире промышленной атомной электростанции, мощность которой, составляла 5МВт, состоялся 27.06.1954г. Советский Союз стал первой в мире державой, которой удалось применить атом в мирных целях. Станция была открыта в получившем к тому времени статус города, Обнинске.
Но советские учёные не остановились на достигнутом, ими были продолжены работы в этом направлении, в частности всего четыре года спустя в 1958г., была начата эксплуатация первой очереди Сибирской АЭС. Её мощность в разы превосходила станцию в Обнинске и составляла 100МВт. Но для отечественных учёных и это, не было пределом, по завершению всех работ, проектная мощность станции составила 600МВт.
На просторах Советского Союза, строительство АЭС, приняло по тем временам, массовые масштабы. В том же году, была развёрнута стройка Белоярской АЭС, первая очередь которой, уже в апреле 1964 году снабдила первым потребителей. География строительства атомных станций, опутала своей сетью всю страну, в этом же году запустили первый блок АЭС в Воронеже, его мощность равнялась 210МВт, второй блок запущенный пять лет спустя в 1969 году, мог похвастаться мощностью в 365МВт. бум строительства АЭС, не стихал на протяжении всей советской эпохи. Новые станции, или дополнительные блоки уже построенных, запускались с периодичностью в несколько лет. Так, уже в 1973 году, собственную АЭС, получил Ленинград.
Однако Советская держава не была единственной в мире, кому было под силу осваивать такие проекты. В Великобритании, также не дремали и, понимая перспективность данного направления, активно изучали этот вопрос. Спустя всего два года, поле открытия станции в Обнинске, англичане запустили собственный проект по освоению мирного атома. В 1956г, городке Колдер – Холл британцами была запущенная своя станция, мощность которой, превышала советский аналог и составляла 46МВт. Не отставали и на другом берегу Атлантики, год спустя американцы торжественно запустили в эксплуатацию станцию в Шиппингпорте. Мощность объекта составила 60МВт.
Однако освоение мирного атома таило в себе скрытые угрозы, о которых вскоре узнал весь мир. Первой ласточкой стала крупная авария в Три – Майл – Айленд произошедшая в 1979г., ну а вслед за ней произошла катастрофа поразившая весь мир, в Советском Союзе, в небольшом городе Чернобыле произошла крупномасштабная катастрофа, это случилось в 1986году. Последствия трагедии были невосполнимы, но кроме этого, данный факт, заставил задуматься весь мир о целесообразности использования ядерной энергии в мирных целях.
Мировые светила в данной отрасли, всерьёз задумались о повышении безопасности ядерных объектов. Итогом стало проведение учредительной ассамблеи, которая была организована 15.05.1989г в советской столице. На ассамблее приняли решение о создании Всемирной ассоциации, в которую должны войти все операторы атомных электростанций, её общепризнанной аббревиатурой является WANO. В ходе реализации своих программ, организация планомерно следит за повышением уровня безопасности атомных станций в мире. Однако, несмотря на все приложенные усилия, даже самые современные и на первый взгляд кажущиеся безопасными объёкты, не выдерживают натиска стихий. Именно по причине эндогенной катастрофы, которая проявилась в форме землетрясения и последовавшего за ним цунами в 2011 году произошла авария на станции Фукусима – 1.
Атомный блэкаут
Классификация АЭС
Атомные станции классифицируются по двум признакам, по виду энергии которую они выпускают и по типу реакторов. В зависимости от типа реактора определяется количество вырабатываемой энергии, уровень безопасности, а также то, какое именно сырьё применяется на станции.
По типу энергии, которую производят станции, они делятся на два вида:
Атомные электростанции. Их основной функцией является выработка электрической энергии.
Атомные теплоэлектростанции. За счёт установленных там теплофикационных установок, использующих тепловые потери, которые неизбежны на станции, становится возможен нагрев сетевой воды. Таким образом, данные станции помимо электроэнергии вырабатывают тепловую энергию.
Исследовав множество вариантов, учёные пришли к выводу, что наиболее рациональными являются три их разновидности, которые в настоящее время и применяются во всём мире. Они отличаются по ряду признаков:
- Используемое топливо;
- Применяемые теплоносители;
- Активные зоны, эксплуатируемые для поддержания необходимой температуры;
- Тип замедлителей, определяющий снижение скорости нейтронов, которые выделяются при распаде и так необходимые, для поддержки цепной реакции.
Самым распространённым типом, является реактор, использующий в качестве топлива обогащённый уран. В качестве теплоносителя и замедлителя здесь используется обыкновенная или лёгкая вода. Такие реакторы называют лёгководными, их известно две разновидности. В первом, пар служащий для вращения турбин, образуется в активной зоне, называемой кипящим реактором. Во втором, образование пара происходит во внешнем контуре, который связан с первым контуром посредством теплообменников и парогенераторов. Данный реактор, начали разрабатывать в пятидесятых годах прошлого столетия, основой для них, были армейские программы США. Параллельно, примерно в эти же сроки, в Союзе разработали кипящий реактор, в качестве замедлителя у которого, выступал графитовый стержень.
Именно тип реактора с замедлителем данного типа и нашёл применение на практике. Речь идёт о газоохлаждаемом реакторе. Его история началась в конце сороковых, начале пятидесятых годов XX века, первоначально разработки данного типа использовались при производстве ядерного оружия. В связи с этим, для него подходят два вида топлива, это оружейный плутоний и природный уран.
Последним проектом, которому сопутствовал коммерческий успех, стал реактор, где в качестве теплоносителя применяется тяжёлая вода, в качестве топлива используется уже хорошо нам знакомый природный уран. Первоначально, такие реакторы проектировали несколько стран, но в итоге их производство сосредоточилось в Канаде, чему служит причиной, наличие в этой стране массовых залежей урана.
Ториевые АЭС -- энергетика будущего?
История совершенствования типов ядерных реакторов
Реактор первой на планете АЭС, представлял собой весьма разумную и жизнеспособную конструкцию, что и было доказано в ходе многолетней и безупречной работы станции. Среди его составных элементов выделяли:
- боковую водную защиту;
- кожух кладки;
- верхнее перекрытие;
- сборный коллектор;
- топливный канал;
- верхнюю плиту;
- графитовую кладку;
- нижнюю плиту;
- распределительный коллектор.
Основным конструкционным материалом для оболочек ТВЭЛ и технологических каналов была избрана нержавеющая сталь, на тот момент, не было известно о циркониевых сплавах, которые могли бы, подходить по свойствам для работы с температурой 300°С. Охлаждение такого реактора осуществлялось водой, при этом давление под которым она подавалась, составляло 100ат. При этом выделялся пар с температурой 280°С, что является вполне умеренным параметром.
Каналы ядерного реактора были сконструированы таким образом, чтобы была возможность их полностью заменить. Это связано с ограничением ресурса, которое обусловлено временем нахождения топлива в зоне активности. Конструкторы не нашли оснований рассчитывать на то, что конструкционные материалы расположенные в зоне активности под облучением, смогут выработать весь свой ресурс, а именно порядка 30 лет.
Что касается конструкции ТВЭЛ, то было решено принять трубчатый вариант с односторонним механизмом охлаждения
Это уменьшало вероятность того, что продукты деления попадут в контур в случае повреждения ТВЭЛ. Дл регуляции температуры оболочки ТВЭЛ, применили топливную композицию ураномолибденового сплава, который имел вид крупки, диспергированной посредством тепловодной матрицы. Обработанное таким образом ядерное горючее позволило получить высоконадёжные ТВЭЛ. которые были способны работать при высоких тепловых нагрузках.
Примером следующего витка развития мирных ядерных технологий может, послужить печально известная Чернобыльская АЭС. На тот момент технологии, применённые при её строительстве, считались наиболее передовыми, а тип реактора современнейшим в мире. Речь идёт о реакторе РБМК – 1000.
Тепловая мощность одного такого реактора достигала 3200МВт, при этом он располагает двумя турбогенераторами, электрическая мощность которых, достигает 500МВт, таким образом, один энергоблок обладает электрической мощностью 1000МВт. В качестве топлива для РБМК использовалась обогащённая двуокись урана. В исходном состоянии перед началом процесса одна тонна такого топлива содержит порядка 20кг горючего, а именно урана – 235. При стационарной загрузке двуокиси урана в реактор масса вещества составляет 180т.
Но процесс загрузки не представляет собой навал, в реактор помещают тепловыделяющие элементы, уже хорошо нам известные ТВЭЛ. По сути, они являются трубками, для создания которых применён циркониевый сплав. В качестве содержимого, в них помещаются таблетки двуокиси урана, обладающие цилиндрической формой. В зоне активности реактора их помещают в тепловыделяющие сборки, каждая из которых объединяет 18 ТВЭЛ.
Таких сборок в подобном реакторе насчитывается до 1700 штук, и размещаются они в графитовой кладке, где специально для этих целей сконструированы технологические каналы вертикальной формы. Именно в них происходит циркуляция теплоносителя, роль которого, в РМБК, выполняет вода. Водоворот воды происходит при воздействии циркуляционных насосов, коих насчитывается восемь штук. Реактор находится внутри шахты, а графическая кладка находится в цилиндрическом корпусе толщиной в 30мм. Опорой всего аппарата является бетонное основание, под которым находится бассейн – барботер, служащий для локализации аварии.
Третье поколение реакторов использует тяжёлую воду
Основным элементом которой, является дейтерий. Наиболее распространённая конструкция носит название CANDU, она была разработана в Канаде и широко применяется по всему миру. Ядро таких реакторов располагается в горизонтальном положении, а роль нагревательной камеры играют резервуары цилиндрической формы. Топливный канал тянется через всю нагревательную камеру, каждый из таких каналов, обладает двумя концентрическими трубками. Существуют внешняя и внутренняя трубки.
Во внутренней трубке, топливо находится под давлением теплоносителя, что позволяет дополнительно заправлять реактор в процессе работы. Тяжёлая вода с формулой D20 используется в качестве замедлителя. В ходе замкнутого цикла происходит прокачка воды по трубам реактора, содержащего пучки топлива. В результате ядерного деления выделяется тепло.
Цикл охлаждения при использовании тяжёлой воды заключается в прохождении через парогенераторы, где от выделяемого тяжёлой водой тепла закипает обыкновенная вода, в результате чего, образуется пар, выходящий под высоким давлением. Он распределяется обратно в реактор, в результате чего возникает замкнутый цикл охлаждения.
Именно по такому пути, происходило пошаговое совершенствование типов ядерных реакторов, которые использовались и используются в различных странах мира.
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!
Что такое АЭС?
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.
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.
Атомная электростанция - комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.
На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии
Ядерная энергия
переходит в тепловую
Тепловая энергия
переходит в механическую
Механическая энергия
преобразуется в электрическую
1. Ядерная энергия переходит в тепловую
Основой станции является реактор - конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.
ПАРОГЕНЕРАТОР
2. Тепловая энергия переходит в механическую
Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.
ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР
3. Механическая энергия преобразуется в электрическую
Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.
Из чего состоит АЭС?
Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).
Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.
Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.
На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.
Какие бывают АЭС?
В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.
В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.
В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.
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.
Принцип работы атомной электростанции и электростанций, сжигающих обычное топливо (уголь, газ, мазут, торф)одинаков: за счет выделяющегося тепла вода преобразуется в пар, который под давлением подается на турбину и вращает ее. Турбина, в свою очередь, передает вращение на генератор электрического тока, который преобразует механическую энергию вращения в электрическую энергию, то есть генерирует ток. В случае тепловых электростанций преобразование воды в пар происходит за счет энергии сгорания угля, газа и т. п., в случае АЭС - за счет энергии деления ядра урана-235.
Для преобразования энергии деления ядра в энергию водяного пара используются установки различных типов, которые получили название ядерных энергетических реакторов (установок). Уран обычно используется в виде диоксида - U0 2 .
Оксид урана в составе специальных конструкций помещают в замедлитель - вещество, при взаимодействии с которым нейтроны быстро теряют энергию (замедляются). Для этих целей используется вода или графит - соответственно этому реакторы называют водными или графитовыми.
Для переноса энергии (другим словом - тепла) от активной зоны к турбине используют теплоноситель - воду, жидкий металл (например, натрий) или газ (например, воздух или гелий). Теплоноситель омывает снаружи разогретые герметичные конструкции, внутри которых происходит реакция деления. В результате этого теплоноситель нагревается и, перемещаясь по специальным трубам, переносит энергию (в виде собственного тепла). Нагретый теплоноситель используется для создания пара, который под высоким давлением подается на турбину.
Рис.Ж.1. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор, 2 – циркуляционный насос, 3 – теплообменник, 4 – турбина, 5 – генератор электрического тока
В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.
В российской (в советской) атомной энергетике получили распространение два типа реакторов: так называемые Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) и Водо-Водяной Энергетический Реактор (ВВЭР). На примере РБКМ рассмотрим принцип работы АЭС чуть более подробно.
РБМК
РБМК является источником электроэнергии мощностью 1000 МВт, что отражает запись РБМК-1000. Реактор размещается в железобетонной шахте на специальной опорной конструкции. Вокруг него, сверху и снизу расположена биологическая защита (защита от ионизирующего излучения). Активную зону реактора заполняет графитовая кладка (то есть определенным образом сложенные блоки графита размером 25x25x50 см) цилиндрической формы. По всей высоте сделаны вертикальные отверстия (рис. Ж.2.). В них помещают металлические трубы, называемые каналами (отсюда название «канальный»). В каналы устанавливают либо конструкции с топливом (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент), либо стержни для управления реактором. Первые называются топливными каналами, вторые - каналами управления и защиты. Каждый канал является самостоятельной герметичной конструкцией.Управление реактором осуществляется погружением в канал стержней, поглощающих нейтроны (для этой цели используются такие материалы, как кадмий, бор, европий). Чем глубже такой стержень входит в активную зону, тем больше нейтронов поглощается, следовательно, число делящихся ядер уменьшается, энерговыделение падает. Совокупность соответствующих механизмов называется системой управления и защиты (СУЗ).
Рис.Ж.2. Схема РБМК.
К каждому топливному каналу снизу подводится вода, которая подается в реактор специальным мощным насосом, - он называется главный циркуляционный насос (ГЦН). Омывая ТВС, вода вскипает, и на выходе из канала образуется пароводяная смесь. Она поступает в барабан-сепаратор (БС) - аппарат, позволяющий отделить (сепарировать) сухой пар от воды. Отделенная вода направляется главным циркуляционным насосом обратно в реактор, замыкая тем самым контур «реактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реактор». Он называется контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.
Количество оксида урана, необходимого для работы РБМК, составляет около 200 тонн (при их использовании выделяется такая же энергия, как при сжигании порядка 5 миллионов тонн угля). Топливо «работает» в реакторе 3-5 лет.
Теплоноситель находится в замкнутом контуре, изолированном от внешней среды, исключая сколь-либо значимое радиационное загрязнение. Это подтверждается исследованиями радиационной обстановки вокруг АЭС как самими службами станций, так и контролирующими органами, экологами, международными организациями
Охлаждающая вода поступает из водоема около станции. При этом забираемая вода имеет естественную температуру, а поступающая обратно в водоем - примерно на 10°С выше. Существуют строгие нормативы по температуре нагрева, которые дополнительно ужесточаются с учетом местных экосистем, но так называемое «тепловое загрязнение» водоема является, вероятно, самым значимым экологическим ущербом от атомных электростанций. Этот недостаток не является принципиальным и непреодолимым. Чтобы избежать его, наряду с водоемами-охладителями (или вместо них) используются градирни. Они представляют собой огромные сооружения в виде конических труб большого диаметра. Охлаждающая вода, после нагрева в конденсаторе, подается в многочисленные трубки, расположенные внутри градирни. Эти трубки имеют небольшие отверстия, через которые вода вытекает, образуя внутри градирни «гигантский душ». Падающая вода охлаждается за счет атмосферного воздуха и собирается под градирней в бассейне, откуда забирается для охлаждения конденсатора. Над градирней в результате испарения воды образуется белое облако.
Радиоактивные выбросы АЭС на 1-2 порядка ниже предельно допустимых (то есть приемлемо безопасных) значений, а концентрация радионуклидов в районах расположения АЭС в миллионы раз меньше ПДК и в десятки тысяч раз меньше природного уровня радиоактивности.
Радионуклиды, поступающие в ОС при работе АЭС, представляют собой в основном продукты деления. Основную часть из них составляют инертные радиоактивные газы (ИРГ), которые имеют малые периоды полураспада и потому не оказывают ощутимого воздействия на окружающую среду (они распадаются раньше, чем успевают воздействовать). Кроме продуктов деления некоторую часть выбросов составляют продукты активации (радионуклиды, образовавшиеся из стабильных атомов под действием нейтронов). Значимыми с точки зрения радиационного воздействия являются долгоживущие радионуклиды (ДЖН, основные дозообразующие радионуклиды - цезий-137, стронций-90, хром-51, марганец-54, кобальт-60) и радиоизотопы йода (в основном йод-131). При этом их доля в выбросах АЭС крайне незначительна и составляет тысячные доли процента.
По итогам 1999 года выбросы радионуклидов на АЭС по инертным радиоактивным газам не превышали 2,8% допустимых значений для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН. По долгоживущим радионуклидам выбросы не превышали 1,5% допустимых выбросов для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН, по йоду-131, соответственно, 1,6% и 0,4%.
Важным аргументом в пользу ядерной энергетики является компактность топлива. Округленные оценки таковы: из 1 кг дров можно произвести 1 кВт-ч электроэнергии, из 1 кг угля - 3 кВт-ч, из 1 кг нефти - 4 кВт-ч, из 1 кг ядерного топлива (низкообогащенного урана) -300 000 кВт-ч.
Атомный энергоблок мощностью 1 ГВт потребляет примерно 30 тонн низкообогащенного урана в год (то есть примерно один вагон в год). Для обеспечения года работы такой же по мощности угольной электростанции необходимо около 3 миллионов тонн угля (то есть около пяти железнодорожных составов в день ).
Выбросы долгоживущих радионуклидов угольной или мазутной электростанций в среднем в 20-50 (а по некоторым оценкам в 100) раз выше, чем АЭС такой же мощности.
Уголь идругие ископаемые виды топлива содержат калий-40, уран-238, торий-232, удельная активность каждого из которых составляет от нескольких единиц до нескольких сотен Бк/кг (и, соответственно, такие члены их радиоактивных рядов, как радий-226, радий-228, свинец-210, полоний-210, радон-222 и другие радионуклиды). Изолированные от биосферы в толще земной породы, при сжигании угля, нефти и газа они освобождаются и выбрасываются в атмосферу. Причем это в основном наиболее опасные с точки зрения внутреннего облучения альфа-активные нуклиды. И хоть природная радиоактивность угля, как правило, относительно невысока, количество сжигаемого топлива на единицу произведенной энергии колоссально.
В результате дозы облучения населения, проживающего вблизи угольной электростанции (при степени очистки дымовых выбросов на уровне 98-99%) больше , чем дозы облучения населения вблизи АЭС в 3-5 раз .
Кроме выбросов в атмосферу необходимо учитывать, что в местах концентрирования отходов угольных станций наблюдается значительное повышение радиационного фона, которое может приводить к дозам, превышающим, предельно допустимые. Часть естественной активности угля концентрируется в золе, которая на электростанциях накапливается в огромных количествах. При этом в пробах золы Канско-Ачинского месторождения отмечаются уровни более 400 Бк/кг. Радиоактивность летучей золы донбасского каменного угля превышает 1000 Бк/кг. И эти отходы никак не изолированы от окружающей среды. Производство ГВт-года электроэнергии за счет сжигания угля приводит к попаданию в окружающую среду сотен ГБк активности (в основном альфа).
Такие понятия, как «радиационное качество нефти и газа», стали привлекать серьезное внимание сравнительно недавно, тогда как содержание природных радионуклидов в них (радия, тория и других) могут достигать значительных величин. Например, объемная активность радона-222 в природном газе в среднем от 300 до 20 000 Бк/м 3 при максимальных значениях до 30 000-50 000. И таких кубометров Россия добывает в год почти 600 миллиардов.
Следует все же отметить, что радиоактивные выбросы как АЭС, так и ТЭС, не приводят к заметным последствиям для здоровья населения. Даже для угольных станций - это третьестепенный экологический фактор, который по значимости существенно ниже других: химических и аэрозольных выбросов, отходов и проч.
ПРИЛОЖЕНИЕ З