1. Историческая справка

Атомная электростанция (АЭС) — комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Впервые в истории электроэнергию, выработанную с помощью ядерного реактора, получили 20 декабря 1951 в Национальной Лаборатории Департамента энергии США. Ее было достаточно для питания четырех 100-ваттных лампочек. В дальнейшем эта мощность была увеличена до 100 кВт.

Первая в мире атомная электростанция была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинске, расположенном в Калужской области, Ее мощность - 5 МВт. В 1958 г была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1 -й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.

Крупнейшая АЭС в мире по установленной мощности (на 2006 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата — в эксплуатации 5 ВWR + 2 АВWR, полная мощность составляет 8,212 ГВт*э.

Крупнейшей в Украине является Запорожская АЭС, на которой установлено 6 реакторов типа ВВЭР мощностью 1000 МВт каждый. Строительство Запорожской АЭС велось с перерывами с 1981 по 1995гг. В работе, как правило, постоянно находятся 5 энергоблоков, один энергоблок на перезагрузке и текущем ремонте.

ОБЩИЕ ПОНЯТИЯ ОСНОВ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

Структура атомного ядра.

Атом любого вещества состоит из элементарных частиц. По структуре строения атома различают ядро и оболочку. Ядро атома состоит из положительно заряженных частиц – протонов и электрически нейтральных частиц – нейтронов. Поэтому ядро атома имеет положительный заряд. Оболочка атома образована электронами, несущими отрицательный заряд. По величине электрон и протон имеют одинаковый, но противоположный по знаку заряд е, равный по абсолютной величине 1,6∙10^-19 Кл (кулона). В обычных условиях количество электронов в оболочке равно количеству протонов в ядре, поэтому атом электрически нейтрален.

Масса протона и нейтрона значительно больше массы электрона – в 1835 и 1837 раз соответственно. Поэтому атомный вес A (массовое число) элемента определяется массой ядра, т.е. суммой числа протонов Z и нейтронов N: А=Z+N. Положительный заряд ядра соответствует его атомному номеру (атомному числу) в периодической системе Менделеева и определяется числом протонов в ядре.

Химические свойства элемента определяются в основном его атомным номером, т.е. зарядом. У ряда тяжелых элементов при одинаковом числе протонов в ядре количество нейтронов может быть разным. Такие элементы, имеющие одинаковый заряд, но различный атомный вес из-за различного количества нейтронов в ядре, называются изотопами. Ядра легких элементов – с небольшим атомным весом, имеют обычно одинаковое количество протонов и нейтронов. Для тяжелых элементов (атомная масса выше 160, атомный номер выше 82) соотношение N/Z может достигать 1,5 и более. Тяжелые элементы с одинаковым атомным номером, т.е. с одинаковыми химическими свойствами, могут иметь неодинаковое количество нейтронов или протонов и, соответственно, атомную массу. Так природный уран имеет три изотопа U²³⁴. U²³⁵. U²³⁸. Ядра тяжелых элементов перенасыщены нейтронами, поэтому являются нестойкими и могут самопроизвольно делиться на два элемента с примерно вдвое меньшим атомным числом или испускать α-, β-, γ –частицы, образуя при этом новые элементы (радионуклиды).

Способность ядер элементов самопроизвольно распадаться с излучением элементарных частиц или делиться с образованием новых элементов, имеющих существенно меньшую атомную массу, называется радиоактивностью. Элементы, обладающие указанной способностью, считаются радиоактивными. К радиоактивным элементам принято относить все элементы с атомным номером более 82.

Радиоактивный распад

Процесс самопроизвольного деления ядер элементов, сопровождающийся излучением элементарных частиц, называется радиоактивным распадом. Радиоактивный распад подчиняется вероятностным закономерностям: отношение числа распадов ядер в единице массы определенного нуклида (элемента) за единицу времени к общему количеству ядер этого нуклида в данной его массе есть постоянная величина и называется постоянной радиоактивного распада (постоянной распада). Обозначается λ, с^-1. Если принять общее количество ядер в данной массе элемента равным N, количество распавшихся ядер за время dt равным dN, то получим

(Х.х1)

Знак минус означает уменьшение со временем количества ядер исходного вещества при радиоактивном распаде. После интегрирования получим

, (Х.Х2)

где N₀ – количество ядер в начальный момент отсчета.

Уравнение (Х.Х) представляет математическое выражение закона радиоактивного распада, физическая сущность которого состоит в том, что существует вероятность того, что в течение одной секунды произойдет распад какого-либо ядра в данной массе вещества, при этом величина вероятности равна постоянной распада λ.

Радиоактивный распад характеризуется также величиной, называемой периодом полураспада – это время, в течение которого количество радиоактивных ядер в данной массе вещества уменьшится в два раза. Из (Х.Х) получим

(Х.Х3)

где τ = λ^-1 – среднее время существования радиоактивных ядер. Соответственно, чем больше постоянная распада λ, тем быстрее произойдет распад ядер. Период полураспада для каждого вещества является вполне определенным и изменить его невозможно. Так период полураспада 1 г радия составляет 1602г., франция - 5 минут, астатина - 2,1∙10^-2c.

В зависимости от вида частицы, испускаемой ядром атома при радиоактивном распаде, различают α-распад, β-распад и γ –излучение.

При α-распаде радиоактивное ядро излучает два протона и два нейтрона, т.е. α-частица идентична ядру атома гелия (Не ) и в 4 раза тяжелее ядра атома водорода –масса α-частицы m_α = 4,0026 а.е.м. При α-распаде образуется «дочерний» элемент с атомным весом на 4 единицы меньше исходного элемента и с зарядом (атомным номером) на две единицы меньше. Схема α-распада может быть представлена схемой

(Х.Х4)

где X – ядро исходного атома; Y – ядро вновь образовавшегося элемента;

Е_р – полная энергия распада. Для элементов с атомной массой А > 200 Е_р = 4…9 МеВ (1еВ =1,6 ∙ 10^-19 Дж или 1Дж = 6,25∙10¹⁸ еВ). Такой энергетический потенциал соответствует скорости вылета α-частицы из ядра в диапазоне 10…20тыс. км/с. Эта энергия позволяет α-частице в воздухе пролететь не более 9 см, израсходовав кинетическую энергию на ионизацию среды. В мягких биологических тканях пробег α-частицы не превышает нескольких десятков микронов. Присоединяя на своем пути электроны α-частицы превращаются в атомы гелия.

β-распад характеризуется выбросом из ядра малых частиц, по массе равных электронам, но в отличие от электрона они могут иметь отрицательный или положительный β⁺ заряд. В первом случае считается, что произошло излучение электрона, во втором – позитрона. При β-распаде кроме электронов (позитронов) излучаются также нейтрино ν и антинейтрино , которые являются электрически нейтральными малыми частицами, практически не взаимодействующими с веществом.

-распад происходит в случае избытка в ядре нейтронов по сравнению с равновесным состоянием ядра. В этом случае в результате - распада нейтрон превращается в протон, а из ядра излучается электрон и антинейтрино:

Таким образом в результате -распада в ядре на единицу уменьшается число нейтронов, на единицу увеличивается число протонов. Образовавшийся при этом радионуклид имеет порядковый номер на единицу выше, атомный вес остается без изменения.

При -распаде протон ядра преобразуется в нейтрон, при этом происходит излучение позитрона и нейтрино:

В результате -распада увеличивается на единицу число нейтронов в ядре, число протонов уменьшается на единицу. Новый радионуклид будет иметь номер на единицу меньше, атомный вес – без изменения, т.е. А₁=А. Масса β-частиц примерно в 7000 раз меньше массы α-частиц, скорость движения приближается к скорости света. Освободившийся позитрон аннигилирует с электроном внешней оболочки ядра. При этом выделяется γ-кванты с энергией 1,02 МеВ. Пробег β-частиц в атмосфере порядка 20 м, в воде – 2,5см.

γ-излучение возникает в условиях возбужденного состояния ядра, которое характерно для «дочерних» ядер. Освобождение излишней энергии происходит путем γ-излучения, сходного по природе со световым и радиоволновым излучением. Основное отличие в том, что γ-излучение имеет очень малую длину волны – порядка 10^-10 м, благодаря чему обладает наибольшей проникающей способностью по сравнению с другими видами излучений. Поэтому оно является жестким электромагнитным излучением, требующим существенных затрат защитных материалов. Так если для нейтрализации α-частиц достаточно резиновых перчаток, полной нейтрализации β-частицы с начальной энергией 5МеВ достаточно слоя свинца 2,5 мм, то для γ-частицы с энергией 2МеВ требуется слой свинца порядка 0,2 м.

Ядерные реакции.

Ядерной реакцией называется процесс перестройки ядра атома, происходящий в результате расщепления или слияния ядер, спонтанного преобразования ядер или преобразования ядер, вызванного их бомбардировкой элементарными частицами.

Ядерные реакции, как правило, проходят в две стадии: на первой стадии происходит поглощение ядром бомбардирующей частицы с образованием нового «возбужденного» ядра. Время существования такого ядра очень мало – 10^-12 – 10^-14 с. На второй стадии происходит распад образовавшегося ядра с излучением другой элементарной частицы. Если происходит излучение той же бомбардирующей частицы, то вместо ядерной реакции произошло рассеивание.

Нейтронная реакция деления атомного ядра происходит при бомбардировке ядер тяжелых элементов нейтронами и радиоактивном захвате нейтрона ядром элемента. Возникновение такой реакции существенно зависит от скорости движения нейтрона: чем она выше, тем ниже вероятность захвата. С другой стороны, чтобы началось деление ядер U²³⁸, нужны нейтроны очень высоких энергий. U²³⁵ делится нейтронами любых энергий. Появляющиеся при делении U²³⁵ нейтроны имеют скорость порядка 20000 км/с. Но эта скорость быстро гасится при столкновении с ядрами урана, поэтому реакция деления не возникает. В то же время U²³⁸ может захватывать нейтрон, при этом образуется нестойкий элемент U²³⁹, который претерпевает β-распад с образованием трансуранового элемента нептуния Np²³⁹, который также не является стойким - испускает β-частицу и превращается в следующий трансурановый элемент – плутоний Pu²³⁹, который обладает способностью делиться аналогично U²³⁵.

Чем ниже скорость, тем больше зона захвата ядра (рис.Х.1), и тем больше вероятность возникновения реакции распада. Поэтому для замедления нейтронов используются различные замедлители – легкие элементы, которые не поглощают нейтроны, но при столкновении с их атомами энергия нейтронов теряется. В качестве замедлителей могут использоваться вода, тяжелая вода (D₂O), графит, бериллий (Ве). При скорости нейтронов порядка 30 км/с происходит их захват ядрами U²³⁸ с последующей цепочкой их деления.

Р исунок Х.1. Строение атома и зоны захвата нейтронов: 1- зона захвата при высоких скоростях нейтронов в потоке, 2- зона захвата при низких скоростях нейтронов, n⁰ – поток нейтронов.

Ядерный реактор

Ядерные реакции в силу выделения при их протекании значительного количества теплоты и радиационного излучения требуют для их осуществления специальные устройства. Такие устройства называются ядерными реакторами и представляют собой специальные энергетические установки, предназначенные для организации и протекания управляемой цепной реакции деления ядер некоторых тяжелых элементов, в результате которой освобождается ядерная энергия, преобразуемая в тепловую.

Ядерное топливо.

В природе встречаются три вида изотопов урана: U²³⁸ – около 99% всего ископаемого урана, U²³⁵ – 0,714%, и U²³⁴ - остальное. Из перечисленных делятся только атомы U²³⁵. Распадаются также изотопы урана U²³³ и Pu²³⁹ (плутоний), которые нарабатывается при распаде тория ( Th) и природного урана U²³⁸ и обладают свойствами, аналогичными U²³⁵.

Основным делящимся элементом в большинстве современных энергетических реакторов являются ядра урана, а именно - изотопа с атомной массой 235. При облучении урана U²³⁵ потоком нейтронов реакция деления может пойти по двум направлениям:

1. Осколки деления + 2…3 n⁰

U²³⁵ + n⁰

2. U²³⁶ (не делится)

Наиболее вероятным путем развития реакции является первый, при котором образуются более мелкие осколки – легкие элементы, а также выделяются 2-3 свободных нейтрона, из которых участвует в дальнейшей реакции деления как правило один n⁰, поскольку остальные поглощаются более легкими продуктами деления и конструкционными материалами. Для того, чтобы реакция не прекращалась, в идеале нужно иметь один свободный нейтрон. При распаде 1 г U²³⁵ выделяется 86,4∙10⁶ кДж энергии, что равно количеству теплоты, полученному при сжигании 3тонн условного топлива.

Реакция распада природного урана U²³⁸ при поглощении нейтрона имеет следующую схему:

U²³⁸ + n⁰ => U²³⁹ - β^- => Np²³⁹ – β^- => Pu²³⁹

t_pac = 23.5 мин. t_pac = 2,3сут.

В результате деления ядер урана в реакторе происходит выгорание исходного ядерного топлива, накопление продуктов деления и наработка нового ядерного топлива. Отношение масс вновь накопленного и выгоревшего называется коэффициентом воспроизводства топлива КВ:

КВ =

КВ важная эксплуатационная характеристика реакторов, по его величине судят об эффективности работы реактора. Другая характеристика работы реактора – коэффициент размножения k_p

k_p = ,

где Nn₁ – количество нейтронов данного поколения, Nn₀ – то же предыдущего поколения. При k_р = 1 – реактор находится в так называемом критическом состоянии и работает с постоянным энерговыделением. При k_р > 1 – реакция деления расширяется, энерговыделение возрастает, требуется регулирование и ограничение. Если k_р < 1, то реакция затухает, энерговыделение реактора в конечном счете прекратится.

Показатель критическая масса реактора – строго определенное количество ядерного топлива, соответствующее критическому состоянию реактора. При массе топлива превышающей критическую (m_топл > m_кр), идет разгон ректора, при меньшей – затухание.

Ядерным горючим в реакторе служит спеченная двуокись очищенного от примесей природного урана, обогащенная ураном-235. Очистка требуется во избежание захвата нейтронов примесями. Обычно топливо применяется в виде таблеток, помещенных в металлическую трубку. Трубка изготавливается из циркониевого сплава. Герметично заваренная заглушками трубка, с таблетками топлива называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). ТВЭЛы в работающем реакторе омываются потоком теплоносителя. ТВЭЛы комплектуются в тепловыделяющие сборки – ТВС, которые представляют собой комплект ТВЭЛ в общей оболочке. Кожух ТВС также изготавливается из циркониевых сплавов. ТВС размещаются в вертикальных каналах активной зоны, образуя правильную решетку («соты»).

Атомные электростанции классифицируются в соответствии со следующими принципами:

1 По установленным на них видам реакторов. Различают следующие виды реакторов:

• Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива, а именно:

Реакторы на лёгкой воде ;

Графитовые реакторы ;

Реакторы на тяжёлой воде

Бериллиевые – замедлитель бериллий – дорогой и токсичен.

• Реакторы на быстрых нейтронах

• Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов

• Термоядерные реакторы – используется энергия реакций синтеза легких ядер изотопов водорода – дейтерия и трития.

2 По конструктивному исполнению реакторов:

- корпусные (ВВЭР) – давление теплоносителя несет корпус;

- канальные (РБМК) – давление несет каждый отдельный канал, теплоноситель протекает по каналам, в которых расположены ТВС, контакт с графитовым замедлителем отсутствует.

3 По типу используемого теплоносителя:

- легководные (обычная вода),

- «тяжелая» вода – используются редко;

- жидкометаллические (реакторы на быстрых нейтронах);

- газоохлаждаемые.

3.1 Реакторы с водным теплоносителем делят также на:

- кипящие - канального типа: пар, поступающий в турбину, образуется непосредственно в реакторе;

- с водой под давлением - корпусного типа.

4 По назначению:

- энергетические – наиболее распространенные,

- исследовательские – для научных целей;

- транспортные (ледоколы, подлодки, космические аппараты),

- многоцелевые (производство энергии, наработка Рu).

5 По структуре активной зоны различают

- гетерогенные – пространственно разделены топливо, замедлитель, теплоноситель;

- гомогенные – указанные составляющие используются в виде растворов, тонкой взвеси или расплава (пока используются только в единичных опытных установках).

Основные конструктивные части ядерных реакторов

Активная зона реактора (АЗ) – часть реактора, в которой размещается ядерное топливо, является основным элементом конструкции реактора, обеспечивающим заданную мощность и условия для инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер.

Конструктивные элементы и материалы АЗ:

• оболочки ТВЭЛ,

• дистанционирующие устройства,

• корпуса ТВС,

• теплоноситель – рабочее тело (среда) используемое для переноса тепла от ТВЭЛ. Теплоноситель соприкасается с оболочками ТВЭЛ;

• замедлитель – рабочее тело, предназначенное для замедления нейтронов, образовавшихся при делении ядер;

• отражатель – среда, окружающая со всех сторон АЗ и предназначенная для уменьшения утечки нейтронов и их поглощения элементами конструкции реактора. Замедлитель и отражатель, как правило, состоят из одного вещества – вода, реже газ; в реакторах на быстрых нейтронах в качестве отражателя используется природный U²³⁸_, образующий зону воспроизводства топлива: нейтроны вместо утечки попадают на уран и нарабатывают Рu²³⁹.

Активная зона и отражатель размещены в герметизированном корпусе, который может находиться под давлением (водо-водяные реакторы) или не под давлением (если теплоноситель и замедлитель - разные вещества).

Биологическая защита размещается вне корпуса реактора и частично внутри. Она предназначена для ослабления потока нейтронов и γ-излучения. В корпусе реактора используется сухая защита серпентированным бетоном, который хорошо удерживает влагу, следовательно, уменьшает утечки нейтронов из реактора.

Технологические схемы АЭС

В зависимости от используемых теплоносителей и замедлителей нейтронов технологические схемы АЭС могут выполняться одноконтурными, двухконтурными и трехконтурными. Источником тепловой энергии на всех АЭС является активная зона реактора.

Одноконтурная схема (рис.ХХ.2) применяется на АЭС с кипящими реакторами и графитовыми замедлителями. К таким реакторам относятся реакторы типа РБМК – реактор большой мощности канальный на тепловых нейтронах водо-графитовый. Такие реакторы мощностью 1000 МВт в Советском Союзе были установлены на Ленинградской, Курской, Чернобыльской и некоторых других АЭС. Кипящий реактор по своему назначению является парогенератором. Реакторная установка РБМК - 1000 является одноконтурной по теплоносителю. На выходе из реактора "горячим" теплоносителем является пар, отделенный от пароводяной смеси в барабане-сепараторе реактора. Температура насыщенного пара около 284 ° С, давление Р = 7МПа. В барабане-сепараторе из пароводяной смеси забирается пар и добавляется питательная вода, на выходе из барабана-сепаратора мы получаем воду в качестве "холодного" теплоносителя, причем температура практически остается такой же. После барабана «горячий» пар поступает в турбину и, совершив работу вращения ротора турбины и генератора, направляется в конденсатор, где конденсируется в воду. Параметры пара на выходе из турбины: температура 30° С, давление Р - 0.004 МПа.

Вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств (установки очистки, регенеративного подогрева, деаэрации), становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан сепаратор.

В качестве способа теплообмена используется вынужденная конвекция, т.е. используется насос для прокачки теплоносителя через активную зону реактора. Поэтому этот контур называется контуром многократной принудительной циркуляции.

Тепловая мощность реактора Q определяется удельной теплотой парообразования R, паросодержанием p на выходе из реактора и количеством расходуемого теплоносителя g.

_{Используя значения температуры и теплоемкости рабочего тела, имеем}

_{где С - теплоемкость рабочего тела,}

_{Т1 и Т2 – соответственно температура теплоносителя на входе и выходе из ректора, g – расход теплоносителя.}

_{Тепловая мощность реактора РБМК}

Q = 3200 МВт = 3200 х 10⁶ Вт;

Удельная теплота парообразования R = 1556 кДж/кг = 1556 х 10³ Дж/кг;

Паросодержание на выходе из реактора р = 0,15 (15%).

_{Отсюда расход воды через реактор}

= 3200г 10^б/ (1556 х 10³ х 0.15) = 13710 кг/сек.

Одноконтурная схема технологически проста, но радиоактивность распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту. В этом плане преимущество имеют двухконтурные АЭС.

Двухконтурные атомные электростанции. АЭС с реакторами ВВЭР

Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) представлена на рисунке Х.х3

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие генераторы электрической мощности. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающей из водохранилища.

.

Передача теплоты в парогенераторе происходит без фазовых превращений теплоносителя первого контура. Это обеспечивается поддержанием высокого давления в первом контуре за счет ГЦН, а также парового компенсатора давления (ПКД).

Паровой компенсатор давления (ПКД) представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре ВВЭР-1000 может доходить до 160 атмосфер т.е. 15,68 МПа.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Трехконтурные АЭС

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов.. Реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторов типа ВВЭР – два водяных контура. Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий, сплав натрия и калия, сплав свинца и висмута или газ. Реакторы типа БН (реактор на быстрых нейтронах) имеют два натриевых и один водяной контуры.

Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла. На рисунке Х.4 представлена упрощенная принципиальная схема трехконтурной АЭС.

Привлекательность этих реакторов в возможности быстрой наработки ядерного топлива, т.к. для них коэффициент воспроизврлства КВ>1. Масса накапливаемого топлива может быть выражена рядом:

М = М₀КВ + М₀КВ² + М⁰КВ³ + …,

где М₀ – начальная масса топлива. При КВ<1 будем иметь

М = М₀/ (1-КВ) при КВ = 0,5 масса накопленного будет

М = М₀ /(1-0,5)=2М₀

Достоинства и недостатки атомных электростанций

Достоинства атомных станций:

• Отсутствие химически вредных газообразных и твердых выбросов;

• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше выбросов угольной электростанции аналогичной мощности;

• Небольшой объём используемого топлива, возможность после его переработки использовать многократно;

• Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок;

• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Недостатки атомных станций:

• Радиоактивное топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;

• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;

• При низкой вероятности инцидентов, последствия их крайне тяжелы;

• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

• Перспективы

• Несмотря на указанные недостатки, атомная энергия представляется самой перспективной. Альтернативные способы получения энергии за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент отличаются невысоким уровнем добываемой энергии и её низкой концентрацией. К тому же данные виды получения энергии несут в себе собственные риски для экологии и туризма («грязное» производство фотоэлектрических элементов, опасность ветряных станций для птиц[2],[3], изменение динамики волн[4]).

• В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

• Производство водорода

• Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INNEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

• Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

• Термоядерная энергетика

• Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

• В настоящее время при участии России на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Атомные станции с реактором ВВЭР-1000

Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 имеет два контура.

Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР-1000 и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен паровой компенсатор давления (ПКД), с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. Вода в реактор поступает с температурой 562К (289⁰С) при давлении 16,6 МПа. В активной зоне реактора она нагревается до 595 К и подается в парогенератор (3). В парогенераторе (барабан- сеператор) вода первого контура отдает теплоту теплоносителю второго контура – воде, при этом не происходит фазовых превращений теплоносителя первого контура, что обеспечивается высоким давлением в контуре. Для его поддержания предназначен паровой компенсатор давления (ПКД) 18, в котором за счет использования внешнего источника мощности происходит нагрев и испарение теплоносителя, обеспечивая при этом требуемое давление в контуре.

Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.

Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели.

Технологические параметры реактора
Эквивалентный диаметр, мм			3120
Высота, мм			3550
Объём, м3			27
Отношение площади замедлителя к площади топлива в поперечном сечении активной зоны			2
Шаг между топливными сборками, мм			241
Рабочее давление, МПа			16
Температура теплоносителя, °С		на входе в реактор	289
		на выходе из реактора	320
Расход теплоносителя через реактор, кг/с			19000
Гидравлическое сопротивление активной зоны, МПа			0.18
Гидравлическое сопротивление реактора, МПа			0.4
Температура теплоносителя на выходе из максимально нагруженной сборки, "С			310
Загрузка ректора топливом, кг			75000
Обогащение топлива, %			4.4 - 3.3
Скорость теплоносителя, м/с:	в патрубке реактора (вход/выход)		9.8/11
	в активной зоне (средняя)		5.5
Среднее время работы между перегрузками топлива, с			25.2x106
Средняя удельная энергонапряженность объема активной зоны, кВт/л			111
Число механизмов регулирования			109

В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель. Технологические параметры реактора ВВЭР-1000 представлены в таблице.

Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.

Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.

Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливаете верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.

1- Верхний блок; 2 – привод СУЗ;3 - блок защит ных труб (БЗТ); 4 - корпус реактора; 5 – шахта реактора; 6- активная зона; 7 – каналы ионизационных камер.

Рисунок ХХ.4 - Реактор ВВЭР-1000

активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора.

Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.

В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).

Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне.

Основные пути дальнейшего повышения технического уровня АЭС:

• повышение параметров и слабый перегрев пара, переход на вертикальные парогенераторы;

• повышение тепловой мощности реакторной установки;

• улучшение маневренных характеристик АЭС;

• дальнейшее сокращение объемных показателей реакторного отделения, спец-корпуса; совершенствование конструкций, снижение материалоемкости, снижение трудозатрат;

• применение двойной герметично-защитной оболочки полного давления с промежуточным объемом для организации контроля и отсоса радиоактивных продуктов;

• разработка вопросов централизованного хранения радиоактивных отходов и хранения отработанного топлива.