 |
Атомные электростанции (АЭС)
|
|
|
|
атомная электростанция (АЭС) – электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии АЭС является атомный реактор. Тепло, выделяемое реактором в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе 233U, 235U, 239Pu). При делении 1 грамма изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 кВт/ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива.
На АЭС наиболее часто применяют 4 вида реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графитоводные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графитогазовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем. Выбор типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В России строят главным образом графитоводные канальные (РБМК) и водо-водяные (ВВЭР) реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графитогазовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор его верхней температурной границы определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее; допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой (ВВЭР), обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется двухконтурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур – пароводяной. При реакторах с кипящим водяным (РБМК) 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.
|
|
|
К реактору и обслуживающим его системам относятся: непосредственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы специальной вентиляции, аварийного расхолаживания и другие. В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя (Волгодонская, Балаковская АЭС). В канальных реакторах топливо, охлаждаемое теплоносителем, устанавливается в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы тоже широко применяются (Ленинградская, Белоярская АЭС).
Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление не плотностей 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 с небольшим количеством паров теплоносителя, обусловленные наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС системой специальной 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 работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем ТВЭЛы заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бассейн и затем (через пять лет выдержки) направляют на переработку. А 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 биологической 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 атомных электростанций аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС – использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабо перегретого. При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. 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.
Экономичность АЭС определяется её основным техническим показателями: единичная мощность реактора, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициента использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в строительство снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. К тому же, сам коэффициент использования установленной мощности на АЭС (80%) значительно превышает этот показатель у ГЭС или 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 всего 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 (Якутия) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт.
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 мВт была пущена в СССР 27 июня 1954 года в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась лишь в военных целях, а к 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 мВт (полная проектная мощность 600 мВт). В том же году развернулось строительство Белоярской АЭС, и 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 мВт) выдал ток в Свердловскую энергосистему. В дальнейшем энергоблоки АЭС вводились в строй систематически,
|
|
|
|
В настоящее время ситуация меняется. Сейчас в России действуют десять АЭС. Еще тринадцать АЭС и ACT (атомных станций теплоснабжения) находятся в стадии проектирования, строительства или временно законсервированы. Также Правительством РФ было принято специальное постановление, фактически утвердившее программу строительства новых АЭС до 2010 г. Первоначальный ее этап – модернизация действующих энергоблоков и ввод в эксплуатацию новых, которые должны заменить выбывающие к концу десятилетия блоки Билибинской, Нововоронежской и Кольской АЭС. Были пересмотрены принципы размещения АЭС с учетом потребности района в электроэнергии, природных условий (в частности, достаточное количество воды), плотности населения, возможности обеспечения защиты людей от недопустимого радиационного воздействия при тех или иных аварийных ситуациях. При этом принимается во внимание вероятность возникновения на предполагаемой площади землетрясений, наводнений, наличие близких грунтовых вод. АЭС должны размешаться не ближе 25 км от городов с численностью более 100 тыс. жителей, для ACT – не ближе 5 км; ограничивается суммарная мощность электростанций: АЭС – 8 млн. кВт, ACT – 2 млн. кВт.
Новым в атомной энергетике является создание АТЭЦ и ATС. На АТЭЦ, как и на обычной ТЭЦ, производится и электрическая, и тепловая энергия, а на ATС – только тепловая. Намечалось построить Воронежскую и Горьковскую ATС. АТЭЦ действует в поселке Билибино на Чукотке.
По сравнению с тепловыми и гидроэлектростанциями АЭС обладают рядом преимуществ:
■ АЭС можно строить в любом районе, независимо от его энергетических ресурсов.
■ Атомное топливо отличается большим содержанием энергии (в 1 кг основного ядерного топлива – урана, содержится энергии столько же, сколько в 2500 т угля).
■ В условиях безаварийной работы (в отличие от ТЭС), АЭС не дают выбросов в атмосферу и не поглощают кислород.
Но работа АЭС имеет и негативные последствия:
■ Существуют трудности в захоронении радиоактивных отходов. Для их вывоза со станций сооружаются контейнеры с мощной защитой и системой охлаждения. Захоронение производится в земле на больших глубинах в геологически стабильных пластах.
■ Катастрофические последствия аварий на наших АЭС как следствие несовершенной системы защиты.
■ Тепловое загрязнение водоемов, используемых АЭС.
Таким образом, функционирование АЭС, как объектов повышенной опасности, требует участия государственных органов власти в формировании направлений развития и выделении средств, необходимых для повышения их надёжности.
|
|
|
