Краткая характеристика работы атомной электростанции. Аэс характеристика

2.3.4. Общая характеристика аэс

Применение атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы, способствуя этим сохранению ограниченных ресурсов органического топлива.

Атомные электростанции, являясь наиболее современным видом электростанций, имеют ряд существенных преимуществ перед другими видами электростанций: при нормальных условиях функционирования они абсолютно не загрязняют окружающую среду, не сжигают кислород. Кроме того, сжигание одного грамма каменного угля дает 3...7 калорий, а деление одного грамма урана-235 в три миллиона раз больше. Это почти пропорционально снижает расходы по транспортировке топлива, позволяет строить АЭС без привязки к его месторождениям, что особенно важно для районов, удаленных от источников топлива. Коэффициент использования установленной мощности на АЭС (80%) значительно превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС.

Как правило, АЭС вырабатывают только электрическую энергию. Это обусловлено тем, что они строятся на удалении от крупных городов по соображениям безопасности. Защитная зона составляет порядка 30 км. Передача тепла на такие расстояния сопряжена с чрезмерными его потерями. Исключением является Билибинская АТЭЦ на Чукотке. Эта станция имеет 4 блока на маломощных реакторах ЭПГ-6 канального типа и вырабатывает 48 МВт электрической мощности и 78 МВт тепловой мощности.

Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции — около 75%, в Бельгии — около 65%), а в России они вырабатывают только 15%.

Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (апрель 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Однако оптимальной стратегией развития ядерной энергетики является не закрытие работающих и прекращение строительства новых АЭС, а действенные усилия по улучшению технико-экономических характеристик атомных станций и в первую очередь по обеспечению безопасности их работы.

Необходимо отметить также, что серьезной проблемой является захоронение ядерных отходов. В настоящее время эту проблему нельзя считать полностью решенной.

studfiles.net

Краткая характеристика работы атомной электростанции

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 - U02.

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 всреднем 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/м3 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 Ж

Краткая характеристика работы атомной электростанции

Количество просмотров публикации Краткая характеристика работы атомной электростанции - 301

Принцип работы атомной электростанции и электростанций, сжигающих обычное топливо (уголь, газ, мазут, торф)одинаков: за счёт 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 счёт энергии сгорания угля, газа и т. п., в случае АЭС - за счёт энергии деления ядра урана-235.

Для переноса энергии (другим словом - тепла) от активной зоны к турбине используют теплоноситель - воду, жидкий металл (к примеру, натрий) или газ (к примеру, 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.

В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.

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 ʼʼканальныйʼʼ). 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 принято называть 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 принято называть 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 ʼʼреактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реакторʼʼ. Он принято называть контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.

Количество оксида урана, крайне важно го для работы РБМК, составляет около 200 тонн (при их использовании выделяется такая же энергия, как при сжигании порядка 5 миллионов тонн угля). Топливо ʼʼработаетʼʼ в реакторе 3-5 лет.

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 ʼʼтепловое загрязнениеʼʼ 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. Οʜᴎ представляют из себяогромные 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 ʼʼгигантский душʼʼ. Падающая вода охлаждается за счёт атмосферного воздуха и собирается под градирней в бассейне, откуда забирается для охлаждения конденсатора. Над градирней в результате испарения воды образуется белое облако.

Радионуклиды, поступающие в ОС при работе АЭС, представляют из себяв 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.

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 крайне важно около 3 миллионов тонн угля (то есть около пяти железнодорожных составов в день).

Кроме выбросов в атмосферу крайне важно учитывать, что в местах концентрирования отходов угольных станций наблюдается значительное повышение радиационного фона, ĸᴏᴛᴏᴩᴏᴇ 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/кᴦ. Радиоактивность летучей золы донбасского каменного угля превышает 1000 Бк/кᴦ. И эти отходы никак не изолированы от окружающей среды. Производство ГВт-года электроэнергии за счёт сжигания угля приводит к попаданию в окружающую среду сотен ГБк активности (в основном альфа).

Такие понятия, как ʼʼрадиационное качество нефти и газаʼʼ, стали привлекать серьезное внимание сравнительно недавно, тогда как содержание природных радионуклидов в них (радия, тория и других) могут достигать значительных величин. К примеру, объёмная активность радона-222 в природном газе в среднем от 300 до 20 000 Бк/м3 при максимальных значениях до 30 000-50 000. И таких кубометров Россия добывает в год почти 600 миллиардов.

ПРИЛОЖЕНИЕ З

referatwork.ru

Приложение е Краткая характеристика работы атомной электростанции

Для переноса энергии (другим словом - тепла) от активной зоны к турбине используют теплоноситель - воду, жидкий металл (например, натрий) илигаз (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.

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 расположенабиологическая защита (защита от ионизирующего излучения). Активную зону реактора заполняетграфитовая 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, называемыеканалами (отсюда название «канальный»). В каналы устанавливают либо конструкции с топливом (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент), либо стержни для управления реактором. Первые называютсятопливными 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 называетсясистемой 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 вбарабан-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 называетсяконтуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.

Радиоактивные выбросы АЭС на 1-2 порядканиже предельно допустимых (то есть приемлемо безопасных) значений, а концентрация радионуклидов в районах расположения АЭСв 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 полураспадаи 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 являютсядолгоживущие радионуклиды (ДЖН, основные дозообразующие радионуклиды - цезий-137, стронций-90, хром-51, марганец-54, кобальт-60) ирадиоизотопы йода (в основном йод-131). При этом их доля в выбросах АЭС крайне незначительна и составляет тысячные доли процента.

Атомный энергоблокмощностью 1 ГВт потребляет примерно 30 тонн низкообогащенного урана в год (то есть примерноодин вагон в год). Для обеспечения года работы такой же по мощностиугольной электростанциинеобходимо около 3 миллионов тонн угля (то есть околопяти 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 и другие 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,количествосжигаемого топлива на единицу произведенной энергии колоссально.

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/м3при максимальных значениях до 30 000-50 000. И таких кубометров Россия добывает в год почти 600 миллиардов.

studfiles.net

Хмельницкая АЭС: характеристика, история

В эпоху Советского Союза масштабными стройками было сложно удивить кого-либо из граждан. По всей необъятной уже ныне несуществующей стране происходили колоссальные по своим размерам и материальным вложениям возведения промышленных объектов, в числе которых особое место занимает Хмельницкая АЭС. Об этой станции, генерирующей электричество из атомной энергии, мы и расскажем в статье.

Общая информация

Хмельницкая АЭС является последней в своем роде установкой, которая была введена в эксплуатацию именно в период СССР. Более того, объект оказался первым в своем роде на территории современной независимой Украины и, что вполне возможно, первой ласточкой на пути максимально эффективного обновления существующего парка ядерных реакторов. В качестве основной задачи для станции была определена компенсация острой нехватки электрических мощностей в западных регионах Украины, а также при необходимости осуществление экспорта в государства Совета экономической взаимопомощи.

Предыстория

В период 1970-х годов шло очень бурное развитие народного хозяйства Советского Союза, что вполне логично требовало увеличения обеспечением электроэнергией. Единая энергосистема страны крайне остро ощущала нехватку мощностей. Поскольку западные регионы выполняли весьма приличный экспорт электричества за границу, то закономерно возникла потребность покрыть разницу за счет создания новой станции, причем такой, которая могла бы производить не менее 4000 МВТ. Само собой, что такое было возможно лишь благодаря атомной энергетике. И потому 16 марта 1971 года Совет Министров СССР принял решение начать строительство новой АЭС в центре Украины. Однако в связи с увеличивающимся экспортом электричества в страны СЭВ постройку станции было решено произвести на западе государства.

Создатели

Хмельницкая АЭС, авария на которой будет описана ниже, создавалась специалистами из киевского института под названием «Энергопроект». Окончательная версия проекта была утверждена профильным министерством 28 ноября 1979 года. Документ предусматривал унификацию АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. На роль основной строительной площадки претендовало более 50 точек.

Начало стройки

Итак, где находится Хмельницкая АЭС на карте Украины? В качестве места ее постоянного базирования руководство страны выбрало район города Нетешина. Изначально объект получил название Западно-Украинской АЭС, но позже был переименован именно в Хмельницкую.

4 февраля 1977 года Министерство энергетики СССР издало приказ, дающий старт началу проведения строительных работ по возведению станции. Данный документ дал толчок для выполнения широкомасштабных операций. Директором промышленно-важного объекта стратегического назначения утвердили Алексея Ивановича Троценко.

Знак радиационной опасности на Хмельницкой АЭС

Первые трудности

Весной 1977 года в Нетешин приехали первые рабочие. Отряд из 60 человек возглавил начальник участка. На весь коллектив изначально выделили всего лишь один экскаватор, два автомобиля и бульдозер. Стоит заметить, что дополнительные проблемы первопроходцам доставила и матушка-природа: местность была лесистая и болотистая, мешали торфяники и ужасное бездорожье. По воспоминаниям первого директора АЭС, работники строительной площадки имели мизерную по тем временам зарплату и жили в очень стесненных условиях, твердо веря в свое светлое будущее.

Продолжение стройки

В 1978 году на объект начали поставлять технику, конструкции первых узлов и агрегатов. Также запустили земснаряд, намывающий площадку под дорогу и город. Еще через два года начали строить водохранилище общей площадью 22 км2, а первые жители будущего города атомщиков получили от государства полностью готовые квартиры.

Непосредственно старт возведения АЭС датируется 22 января 1981 года. Именно в этот день на стройплощадке произвели выемку первого ковша грунта под котлован фундамента, на котором планировалось установить уже энергоблок Хмельницкой АЭС.

Еще через полгода строители занялись бетонированием основы отделения реактора. А 22 октября 1981 года вместе с первым кубом бетона, залитым в плиту энергоблока, была заложена капсула, в которую поместили символическое послание к последующим поколениям. 1 декабря того же года был сверстан и вышел в тираж первый номер печатного издания «Энергостроитель».

В июле 1982 года во время строительства главного корпуса рабочие прошли нулевую отметку. Также было начато создание перегородок и монтаж металлоконструкций. Уже на следующий год строители занялись монтажом шахты самого реактора. Параллельно проводились работы по возведению блока №2.

В 1984 году проложили специальные эстакады для технических трубопроводов и закончили стройку ЛЭП «Хмельницкая АЭС - Жешув (Польша)» мощностью 750 кВт.

В 1986 году на первом энергоблоке смонтировали герметичную оболочку, трубопроводы, вентиляционные системы. В августе был окончательно установлен купол реактора. Также продолжалась стройка блоков №2 и №3, рабочие готовились к началу стройки №4.

Введение в эксплуатацию

В ноябре 1987 года в первый энергоблок было заложено ядерное топлива. Физический запуск реактора произошел в 6 утра 10 декабря под руководством начальника смены Тугаева. 22 декабря стало понятно, что реактор уже полностью готов к подключению в единую энергетическую сеть страны. 31 декабря произошло полное принятие станции в эксплуатацию.

17 апреля 1988 года был произведен первый в истории Хмельницкой АЭС планово-предупредительный ремонт первого энергоблока.

Эпоха 90-х годов

В это время Хмельницкая АЭС активно эксплуатировалась и постепенно строилась дальше. Вместе с тем появлялись проблемы, среди которых: введение моратория правительством страны на постройку ядерных реакторов, хроническая задолженность по зарплате у работников предприятия и прочие. Тем не менее АЭС продолжала вырабатывать электричество, а на момент 1999 года работы по возведению хранилища радиоактивных отходов были выполнены на 80 %.

Период 2000-х годов

На момент 2002 года электростанция смогла произвести 90 миллиардов кВтч электроэнергии. Годом позже объект смог снизить количество вредных выбросов в атмосферу в 10 раз.

8 августа 2007 года в объединенную энергосистему Украины был введен энергоблок под номером 2.

В 2007 году ситуация на Хмельницкой АЭС была изучена представителями миссии МАГАТЭ, которые прибыли на объект по приглашению Кабинета министров Украины. Эксперты произвели оценку соблюдения норм безопасности и остались удовлетворены увиденным, чем самым успокоили всех тех, кто переживал по поводу работы атомной станции.

Осенью 2015 года было разорвано соглашение с Российской Федерацией по поводу постройки энергетических блоков №3 и №4.

Технические параметры

Хмельницкая атомная электростанция в данный момент времени использует два энергоблока. И первый, и второй реакторы оборудованы силовыми установками ВВЭР-1000/320 мощностью 950 МВт. Причем энергоблок №1 имеет в качестве проектной даты завершения срока эксплуатации 13 декабря 2018 года, а энергоблок №2 – 7 сентября 2035 года.

Чрезвычайное происшествие

Что случилось на Хмельницкой АЭС в начале текущего 2018 года? В ночь на 3 января на промышленном объекте произошла нештатная ситуация: была выявлена утечка теплоносителя в узле уплотнения органа регулировки системы защиты и управления. В связи с этим руководством станции было принято решение отключить второй энергоблок от сети. В итоге ремонтные работы продлились до 9 января. Все это время местные жители получали тепло в свои дома благодаря использованию паровых котлов пускорезервной станции.

В целом же Хмельницкая АЭС, авария в 2018 году на которой вызвала переполох у простых обывателей, является относительно безопасной и находится под жестким контролем соответствующих специалистов. Здесь стоит заметить, что «320-е» энергоблоки уже не считаются полностью соответствующими международным требованиям безопасности после аварии на японской Фукусиме.

Описанное происшествие по всемирной шкале INES имеет нулевую классификацию, то есть вне шкалы.

fb.ru