3.2.2. Атомные электростанции

Первая в мире атомная электростанция (АЭС) – Обнинская – была пущена и 1954 году в России. Персонал 9 российских АЭС составляет 40,6 тыс. человек или 4 % от общего числа населения, занятого в энергетике. На АЭС вырабатывается 11,8 %, или 119,6 млрд. кВт. всей электроэнергии, производимой в России. Планировалось, что удельный вес АЭС в производстве электроэнергии достигнет в СССР к 1990 г. 20 %, однако фактически это составило только 12,3 % – Чернобыльская катастрофа вызвала сокращение программы атомного строительства, с 1986 г. в эксплуатацию были введены только 4 энергоблока. АЭС, являющиеся наиболее современным видом электростанций, имеют ряд существенных преимуществ перед другими их видами: при нормальных условиях функционирования они абсолютно не загрязняют окружающую среду, не требуют привязки к источнику сырья и, соответственно, могут быть размещены, как правило, везде; новые энергоблоки имеют мощность, равную мощности средней ГЭС, однако коэффициент использования установленной мощности на АЭС (80 %) значительно превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС.

В качестве источника тепловой энергии используется цепная реакция деления ядерного топлива, которым является уран-235. Процесс выделения мощного потока тепловой энергии происходит в атомных реакторах на медленных нейтронах. В нашей стране про­водятся исследования опытных образцов и создаются новые весь­ма перспективные реакторы на быстрых нейтронах, в которых используется уран-238 и одновременно, с получением энергии, воспроизводится новое ядерное горючее – плутоний-239.

Атомные электростанции достаточно маневренны, позволяют быстро включать их в работу, могут сооружаться различной мощности и не требуют больших затрат на транспортировку ядерного горючего. Они не загрязняют воздух и поэтому в перспективе най­дут широкое применение в крупных населенных пунктах в каче­стве электростанций не только конденсационного, но и теплофикационного типа. Стоимость электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях, уже сейчас соизмерима со стоимостью энергии, вырабатываемой на конденсационных теплоэлектростанциях, и в перспективе она значительно будет снижена, это сде­лает атомные электростанции еще более экономичными.

В основном сейчас на атомных электростанциях применяются графитовые реакторы на медленных (тепловых) нейтронах. Рассмотрим для примера одну из возможных схем пароэнергетических установок АЭС, в которой атомный реактор состоит из графитовых бло­ков с большим количеством цилиндрических отверстий, являющихся рабочими каналами (рис. 3.4). В каждом канале устанавливается урановая втулка, которая является источником тепловой энергии. Во втулках размещены U-образные водяные или паровые стальные трубки, по которым в замкнутом контуре циркулирует охлажденная вода и пар. По одной половине стальных трубок вода и пар проходят вниз, а по другой – возвращаются вверх. Концы всех U-образных трубок присоединены к коллекторам. Как видно на схеме (рис. 3.4), вода с помощью насоса под большим давлением подается в водяные трубки (условно показаны два канала), нагревается и поступает из коллекторов в сепаратор, в верхней части которого собирается насыщенный пар. Из сепаратора насыщенный пар (ПН) поступает в паровые трубки (условно показаны также два рабочих канала), где подсушивается и перегревается. Далее из коллекторов паровых трубок перегретый пар (ПП) под высоким давлением поступает в парогенератор, который cocтоит из трех камер теплообменника пароперегревателя, парогенератора насыщенного пара и подогревателя конденсата. Затем конденсат вместе с водой из сепаратора насосом подается в стальные U-образные трубки, в результате осуществляется полный циркуляционно-замкнутый процесс первого контура, который на рис. 3.4 обозначен жирными линиями.

Перегретый пар (ПП) второго и замкнутого контура (на рис. 3.4 условно показан тонкими линиями) из теплообменника парогенератора поступает в паровую турбину. Он не обладает радиоактивностью, поэтому все устройства контура не имеют специальной защиты, тогда как реактор, парогенератор и вода, доходящая через них, являются носителями радиоактивных из­лучений. Для целей обеспечения безопасности обслуживающего персонала реактор и парогенератор надежно изолируют, а управление ими автоматизируют. Радиоактивные остатки собирают в специальные изолированные хранилища. Воздух на атомной станции очищают от возможных аварийных утечек радиоактивного вещества и выбрасывают его через высокую вентиляционную трубу. На станции, в санитарной, ведется строгий контроль воздуха, атмосферных осадков и местности специально организованной дозиметрической службой контроля.

Рис. 3.4. Принципиальная схема атомной электростанции: 1 – атомный реактор; 2 – графитовый блок; 3 – урановая втулка; 4 – паровые стальные трубки; 5 – водяные стальные трубки; 6 – коллекторы стальных трубок; 7 – сепаратор; 8 – насос; 9 – пароперегреватель; 10 – парогенератор насыщенного пара; 11 – подогрева­тель конденсата; 12 – парогенератор (теплообменник); 13 – водоподогреватель; 14 – деаэратор; 15 – паровая турбина; 16 – конденсатор; ЭГ – электрический генератор

Поскольку технологическая схема паротурбинной установки атомной электростанции аналогична принципиальной технологи­ческой схеме конденсационной электростанции (с той лишь разницей, что перегретый пар для работы турбины получают не в котельных агрегатах, а в парогенераторах), то эта схема здесь не описывается.

В далекой перспективе возможна и другая схема, когда будет осуществляться прямое преобразование энергии термоядерного синтеза в энергию электрическую, минуя тепловую стадию.