Атомные электростанции Атомная электростанция АЭС —

Атомные электростанции.

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Первая в мире атомная электростанция опытнопромышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 году в г. Обнинске. Aтомные электростанции (АЭС) действуют по такому же принципу, что и тепловые электростанции, но используют для парообразования энергию, получающуюся при делении тяжёлых атомных ядер. В качестве топлива на атомных электростанциях могут использоваться изотопы урана (уран-235 и уран 238), плутоний.

Рассмотрим цепную ядерную реакцию. Название цепная не случайно. При распаде атомных ядер высво-бождаются два, три нейтрона , которые не образуют новых ядер, а наоборот разбивают другие. Одного нейтрона хватает для того, чтобы расщепить еще одно ядро. Представьте, что получится, если не регулировать этот процесс. Такая цепная реакция даст мощный взрыв. Для регулирования цепной реакции был сконструирован ядерный реактор.

Основной агрегат атомной электростанции – атомный реактор. Энергию, полученную из ядерного топлива передают другому рабочему телу (воде, металлической или органической жидкости, газу) в форме тепла. , далее ее превращают в электричество. Управляют процессом , поддерживают реакцию, стабилизируют мощность, осуществляют пуск и остановку реактора с помощью подвижных управляющих стержней 6 и 7 из материалов, интенсивно поглащающих тепловые нейтроны. Их приводят в движение с помощью системы управления 5. По каналам 10 циркулирует вода, охлаждающая бетон биологической защиты. Внутри стального корпуса 3 находится корзина 8 с тепловыделяющими элементами 9. Теплоноситель поступает по трубопроводу 2, проходит через активную зону, омывает все тепловыводящие элементы, нагревается и по трубопроводу 4 поступает в парогенератор. Реактор размещен внутри толстого бетонного биологического устройства 1, которое защищает окружающее пространство от потока нейтронов, альфа-, бета-, гамма-излучения. Тепловыделяющие элементы- главная часть реактора. В них непосредственно происходит ядерная реакция и выделяется тепло, все остальные части служат для изоляции, управления и отвода тепла. Обычно они собраны из урановых таблеток.

Типы ядерных реакторов. Водо-водяной реактор самый распространенный в России. Состоит из двух, непересекающихся контуров. Первый контур это и есть реактор, в котором загружено ядерное топливо. Кроме того, в этот же контур включается парогенератор и насосы, которые позволяют перекачивать воду, находящуюся под давлением. И замедлителем, и теплоносителем является вода. В первом контуре водо-водяного реактора вода разогревается до 320˚C, жидкое состояние воды поддерживается за счет давления в 16 МПа. Вода, нагретая за счет реакции деления ядер атомов, двигается по трубам к парогенератору. Там она, превращаясь в пар и подогревает коллектор с водой второго контура. Благодаря такой технологии радиоактивная вода не попадает во второй контур. Нагретая паром первого контура вода, попадает в парогенератор 2 контура, где ее температура равна 280˚ C, а давление 6, 4 МПа. В таком состоянии пар продолжает двигаться по трубам второго контура и достигает турбины, при раскручивании которой образовывается электричество.

• • • РБМК (реактор большой мощности канальный). Замедлитель- графит. , теплоноситель-вода. Пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину- нет второго контура. В активной зоне происходит кипение- пароводная смесь идет, проходя через сепараторы , делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11. 8 метров и высотой 7 метров (см. рис. 6). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0. 65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250 х250 мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114 мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

• В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается. • В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется. , что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию. • Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора.

Реактор на тяжелой воде. В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР. В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель - легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

• • • В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО 2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного г аза-теплоносителя неизбежно. Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.

• • • Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десятьпятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объем ом энергии для передачи) используется расплав натрия . Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

• Устройство АЭС. • Атомная станция в любой стране обычно представляет собой комплекс зданий, в которых размещено соответствующее технологическое оборудование. • Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нем размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ). Есть также второе здание, где размещается турбинный зал: парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции. На территории находятся также корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива, административные здания. Кроме того, станции комплектуются, как правило, какими-то элементами оборотной системы охлаждения – градирнями (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (это либо естественный водоем, либо искусственно созданный) или брызгальными бассейнами (большие бассейны с разбрызгивающими устройствами).

Виды атомных электростанций по количеству контуров. Каждый контур- замкнутая система. В одноконтурной схеме пар вырабатывается непосредственно в реакторе и поступает в паровую турбину, вал которой соединен с валом генератора. Отработавший в турбине пар конденсируется в в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается в реактор. Таким образом, в этой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Одноконтурная схема используется в РБМК и реакторах с газовым теплоносителем.

При двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор , где тепло поверхностным подогревом передается теплоносителю рабочего тела (питательной воде второго контура). В водо-водяных реакторах теплоноситель в парогенераторе охлаждается примерно на 15… 40 о С и далее циркуляционным насосом обратно направляется в реактор.

При трехконтурной схеме теплоноситель (обычно жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник и оттуда циркуляционным насосом возвращается в реактор. Теплоноситель во втором контуре тоже жидкий натрий. Этот контур не облучается и, следовательно, нерадиоактивен. Натрий второго контура поступает в парогенератор , отдает тепло рабочему телу, а затем циркуляционным насосом отправляется обратно в промежуточный теплообменник. Применяется на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

• • • • Конструктивные отличия российских энергоблоков АЭС ( на примере АЭС «Фукусима-1» , построенной по американскому проекту). Начнем с технологической схемы. Так, на «Фукусима» использована (как в основном в Америке и Канаде) одноконтурная схема генерации пара. Действующие в России АЭС с ВВЭР-1000 устроены по двухконтурной генерации пара. Устройство защитной оболочки. На «Фукусиме» устройство защитной оболочки боксового типа, железобетонный. Корпус реактора размещен в во внутреннем защитном металлическом корпусе. На российских- железобетонная, облицована сталью, рассчитана на максимальное сейсмическое воздействие. Проект АЭС-2006 предполагает использование двойной железобетонной защитной оболочки. Системы безопасности. На «Фукусиме» нет пассивных систем безопасности, не требующих наличие питания для выполнения защитных функций, и отсутствует ловушка расплава. На российских предусмотрены пассивные системы безопасности- гермоемкости системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, но ловушка расплава отсутствует. В отличие от российских, на японской АЭС происходит коррозия оболочек тепловыделяющих элементов в кипящем режиме. Расположение органов системы управления и защиты реактора у японцев нижнее, у российских верхнее в обоих случаях. На российских облученное топливо хранится под герметичной оболочкой, на западных- за ее пределами.

В заключении, об одном из главных вопросов - обеспечении надежности и безопасности работы АЭС. • Радиационная безопасность обеспечивается: • - Созданием надежных конструкций и устройств биологической защиты персонала о облучений • - Счисткой воздуха и воды, выходящих из помещений АЭС за ее пределы. • - извлечением и надёжной локализацией радиоактивных загрязнений; • - повседневным дозиметрическим контролем помещений и индивидуальным дозиметрическим контролем персонала. Помещения АЭС в зависимости от режима работы и установленного в них оборудования делятся на 3 категории: • зона строгого режима , зона ограниченного режима; зона нормального режима. • В зону строго режима доступ людей запрещен во время работы реактора. В помещениях второй категории находится лишь дежурный персонал, помещения третьей категории радиационно безопасны. • Твердые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы должны выводиться не создавая загрязнения окружающей среды. • Вентиляция станции строится так, чтобы потоки воздуха проходили из наиболее читых в загрязненные, а перетоки в обратном направлении исключались. • Радиоактивные отходы, отработавшие твэлы, выдерживают определенное время в бассейнах с водой непосредственно на АЭС, после чего вывозят на специальные радиохимические заводыдля регенерации. Там из твэлов извлекается ядерное горючее, а радиоактивные отходы подлежат захоронению. •