Типы атомных электростанций. Аэс видыТипы атомных электростанций — МегаЛекции
На атомных электростанциях, так же как на электростанциях, работающих на органическом топливе, осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде ядер тяжелых элементов, в другом — при горении топлива. Атомные электрические станции, предназначенные только для производства электроэнергии, называют конденсационными электрическими станциями (КЭС). На таких электростанциях устанавливаются паровые турбины с глубоким вакуумом в конденсаторе, так как чем ниже давление пара на выходе из турбины, тем большая часть энергии рабочей среды превращается в электрическую. При этом основной поток пара конденсируется в конденсаторе и большая часть содержащейся в нем энергии теряется с охлаждающей водой. Атомные электростанции, на которых отработавший пар наряду с выработкой электроэнергии используется для теплоснабжения, называют атомными теплоэлектроцентралями(АТЭЦ). Электростанции, предназначенные для комбинированной выработки электрической энергии и отпуска пара, а также горячей воды тепловому потребителю имеют паровые турбины с промежуточными отборами пара или с противодавлением. Можно также использовать внутриядерную энергию только для целей горячего водоснабжения на атомных станциях теплоснабжения (АСТ). В АСТ парообразование отсутствует. В последние годы в некоторых странах большое внимание уделяется использованию теплоты комбинированных атомных установок для опреснения морских и солончаковых вод. К настоящему времени атомная энергетика используется в основном для получения электроэнергии. В качестве двигателя на атомных электростанциях пока применяют только паровые турбины. Но в отношении реакторных установок существует большое разнообразие, отражающееся на общей организации технологического процесса электростанции и требующее их классификации. В этом отношении для атомных электростанций наибольшее значение имеет классификация по числу контуров. В числе действующих имеются одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные АЭС. В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, то есть средой, совершающей работу, с преобразованием тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата. Назначение теплоносителя на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной. В реакторе происходит парообразование, пар направляется в турбину, где производит работу, превращаемую в генераторе в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом подается снова в реактор. Такие реакторы работают с принудительной циркуляцией теплоносителя, для чего устанавливают главный циркуляционный насос. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиоактивных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Большое преимущество таких схем — простота и большая экономичность. Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым,а контур рабочего тела — вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. В систему первого контура входит компенсатор объема (давления), так как объем теплоносителя изменяется в зависимости от температуры. Пар из парогенератора двухконтурной АЭС поступает в турбину, затем в конденсатор, а конденсат из него насосом возвращается в парогенератор. Образованный, таким образом, второй контур включает в себя оборудование, работающее в отсутствие радиационной активности; это упрощает эксплуатацию станции. На двухконтурной станции обязателен парогенератор— элемент, разделяющий оба контура, поэтому он в равной степени принадлежит как первому, так и второму. Передача теплоты через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой в парогенераторе. Для водного теплоносителя это означает поддержание в первом контуре более высокого давления, чем давление пара, подаваемого на турбину. Стремление избежать закипания теплоносителя в активной зоне реактора приводит к необходимости иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давление во втором контуре. Ядерное топливо, находящееся в тепловыделяющих элементах определенной формы, доставляется в контейнерах на электростанцию и с помощью перегрузочного крана загружается в активную зону реактора. Кассеты с отработавшими твэлами помещаются в бассейн, где выдерживаются в течение определенного времени. Когда радиоактивность горючего и материала кассет заметно уменьшается, кассеты в контейнерах вывозят на перерабатывающие заводы. Теплота, выделяющаяся в реакторе и воспринятая теплоносителем, передается рабочей среде в парогенераторе. Пар, образовавшийся в ПГ или в реакторе (при одноконтурной схеме), направляется по паропроводу к турбине. На схеме контура двухконтурной АЭС пар направляется к турбине по трубопроводу, питательная вода подается в ПГ. В качестве теплоносителя в двухконтурной схеме АЭС, могут быть использованы также и газы. Газовый теплоноситель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой,играющей ту же роль, что и главный циркуляционный насос, но в отличие от водного для газовых теплоносителей давление в первом контуре может быть не только выше, но и ниже, чем во втором. Каждый из описанных двух типов АЭС с водным теплоносителем имеет свои преимущества и недостатки, поэтому развиваются АЭС обоих типов. У них имеется ряд общих черт, к их числу относится работа турбин на насыщенном паре средних давлений.Одноконтурные и двухконтурные АЭС с водным теплоносителем наиболее распространены, причем в мире в основном предпочтение отдается двухконтурным АЭС. В процессе эксплуатации возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогенератора, особенно в местах вварки парогенераторных трубок в коллекторе или за счет коррозионных повреждений самих трубок. Если давление в первом контуре выше, чем во втором, то может возникнуть перетечка теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура. В определенных пределах такая перетечка не нарушает нормальной эксплуатации АЭС. Но существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный, промежуточныйконтур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором отдает теплоту нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через парогенератор по системе, образующей промежуточный контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом. Поэтому перетечка радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный невозможна. В связи с этим при возникновении неплотности между промежуточным и вторым контурами контакт воды или пара будет только с нерадиоактивным натрием. Система второго контура для трехконтурной схемы аналогична двухконтурной схеме. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования. Кроме классификации атомных электростанций по числу контуров можно выделить отдельные типы АЭС в зависимости от: 1) типа реактора — на тепловых или быстрых нейтронах; 2) параметров и типа теплоносителя — с газовым теплоносителем,теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.; 3) конструктивных особенностей реактора, например с реакторами канального или корпусного типа, 4) типа замедлителя реактора, например графитовым или тяжеловодным замедлителем, и др. В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), РБМК (реактор большой мощности канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса. В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлением (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В России реакторы кипящего типа не строят. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода. Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода. megalektsii.ru Типы атомных электростанций, возможность радиоактивных выбросовАтомная электростанция (АЭС) – электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира. Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева). Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем. Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется, главным образом, накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку. 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. Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Из-за аварии в Чернобыле в 1986 году программа развития атомной энергетики была сокращена. После значительного увеличения производства электроэнергии в 80-е годы темпы роста замедлились, а в 1992-1993 гг. начался спад. При правильной эксплуатации, АЭС – наиболее экологически чистый источник энергии. Их функционирование не приводит к возникновению “парникового” эффекта, выбросам в атмосферу в условиях безаварийной работы, и они не поглощают кислород. Радиоактивные отходы появляются на АЭС из двух источников: главным является основной технологический контур АЭС, другим источником является вспомогательные установки, например, газовый контур, контур охлаждения. Источники радиоактивных отходов активационного происхождения, например, радиоактивные продукты коррозии или образующийся в процессах деления тритий (сверхтяжелый изотоп водорода), имеют активность, строго меняющуюся во времени по известному закону. Случайным источником являются продукты деления, попадающие в теплоноситель. Их активность в теплоносителе в каждый момент времени зависит от того, сколько негерметичных ТВЭЛов в этот момент эксплуатируется в активной зоне, какова степень их негерметичности. Поскольку этот процесс случаен, данный факт учитывается на АЭС при организации постоянного радиационного контроля за состоянием теплоносителя, количеством и темпом образования радиоактивных отходов. Технологический процесс на атомной станции предусматривает постоянное удаление из теплоносителя присутствующих и образующихся в нем газов. Газообразные отходы образуются и при дегазации различных протечек теплоносителя, в бассейнах выдержки отработанного топлива, при дегазации растворов в баках выдержки. Отводимые из контура и технологического оборудования газы состоят обычно из азота и водорода, содержат примеси водяного пара и содержат газообразные продукты деления - радионуклиды Kr, Xe, Ar. Перед выбросом в атмосферу газы вначале подвергают выдержке, в течение которой их активность уменьшается за счет распада радиоактивных нуклидов. Для исключения образования взрывоопасных смесей с водородом газы разбавляют азотом и сжигают в специальных устройствах. Могут также образовываться радиоактивные отходы в форме аэрозолей - это микрокапли жидких радиоактивных сред и уносимые газовым потоком твердые микрочастицы. Аэрозоли могут также появляться в результате протечек теплоносителя. Радиоактивные аэрозоли и изотопы радиоактивного йода, которые также могут возникать при истечении теплоносителя, удаляются из помещений вентиляционными системами. Перед выбросом в атмосферу воздух, содержащий газы и аэрозоли, проходит очистку на аэрозольных и йодных фильтрах, а также на угольных фильтрах-адсорберах. Дозиметрический контроль за содержанием радионуклидов в удаляемом воздухе, контроль за работой систем вентиляции и эффективностью фильтров обязательно сопровождает процесс выведения газов из помещений АЭС. Влияние АЭС на окружающую средуКонтроль выбросов АЭСОчистка природной воды коагулянтами и флокулянтамиОбесцвечивание природной воды коагулянтами и флокулянтамиМеханизмы коагуляцииАппаратура для жидкостной хроматографииСущность и применение жидкостной хроматографииКонтроль объектов окружающей среды на АЭСКлассификация радиоактивных отходовТехнологии обращения с радиоактивными отходамиГлубинное захоронение радиоактивных отходов biofile.ru Атомная электростанция — Википедия Страны с атомными электростанциями. Эксплуатируются АЭС, строятся новые энергоблоки. Эксплуатируются АЭС, планируется строительство новых энергоблоков. Нет АЭС, станции строятся. Нет АЭС, планируется строительство новых энергоблоков. Эксплуатируются АЭС, строительство новых энергоблоков пока не планируется. Эксплуатируются АЭС, рассматривается сокращение их количества. Гражданская ядерная энергетика запрещена законом. Нет АЭС. .  А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом), предназначенная для производства электрической энергии (ОПБ-88/97). Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика. В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии[1]. В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС. В 1950 году в США был создан реактор EBR-I недалеко от города Арко, штат Айдахо. Данный реактор 20 декабря 1951 года в ходе эксперимента выработал пригодное для использования электричество мощностью 800 Вт. После этого мощность реактора была повышена для обеспечения электроэнергией станции, на которой находился реактор. Это даёт право называть данную станцией первой экспериментальной АЭС, но при этом она не была подключена к энергетической сети. Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинске, расположенном в Калужской области. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущена Ленинградская АЭС. За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС (англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США). В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, после чего США прекратили строительство атомных реакторов, в планах постройка новых 2 реакторов на базе старой АЭС лишь к 2017[2]. В 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира пересмотреть проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. 15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы[3]. Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС[4] в г. Энергодаре (Запорожская область, Украина), строительство которой началось в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт. Крупнейшая АЭС в мире (по установленной мощности) — АЭС Касивадзаки-Карива (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. В эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт. Однако станция не генерирует электричество с 2011 года. Последняя крупная авария на АЭС произошла в марте 2011 года в Японии в префектуре Фукусима. Авария на АЭС Фукусима-1 произошла в результате воздействия на АЭС сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами. Выработка электроэнергии[править]На 2014 год суммарно АЭС мира выработали 2,410 тВт⋅ч энергии, что составило 10,8 % всемирной генерации электричества. Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии на 2014 год являются[5]:
Половина всемирной выработки электроэнергии на АЭС приходится на США и Францию. Современное состояние и перспективы[править]31 страна использует атомные электростанции. 14 стран строят ядерные реакторы или развивают проекты их строительства. В мире действует 391 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 337 ГВт[6], российская компания «ТВЭЛ» поставляет топливо для 73 из них (17 % мирового рынка)[7]. Однако 45 реакторов не производили электричество более полутора лет. Большая часть из них находится в Японии. Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики[6] на 2015 год в отрасли наблюдается спад. Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 году (2,660 ТВч). Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 году до 10,8 % в 2013 году. За последние 10 лет в эксплуатацию было введено 40 энергоблоков. 39 из них находятся либо в Азии, либо в Восточной Европе. Две трети строящихся реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию. Перспективы строительства новых реакторов в некоторых случаях вызывают сомнения. Глобально строительство восьми реакторов продолжается более 20 лет. Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов. Средний возраст действующих реакторов составляет 28,8 лет. Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, работает в течение 45 лет. 162 реактора были закрыты. Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет. В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС. В 2007 году Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны[8]. Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает между 2016 и 2019 годами. США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов. С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.[9] По типу реакторов[править]Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов: По виду отпускаемой энергии[править]Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:
Принцип действия[править] Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища. Компенсатор давления 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 может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000). Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления. Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором. 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. Атомная станция теплоснабжения[править]Россия — одна из немногих стран, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии. Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако из-за наступивших в конце 80-х гг экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством город Билибино в Заполярье (5592[10] чел.) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония): Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000: Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов. В настоящий момент (2006) концерн «Росэнергоатом» планирует построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах. Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем». На Украине от АЭС отапливается ряд городов, в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе. Достоинства и недостатки[править]Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива, например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1—1,5 года (для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога. Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще[12]. Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС[13][14]. Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД (не более 35 %), однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД[15][16][17][18]. Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС. Затраты на строительство АЭС по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000-х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за кВт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200 $, на газе — 950 $)[19]. Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за кВт (на 35 % выше, чем для угольных, на 45 % — газовых ТЭС)[20]. Главный недостаток АЭС — тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуляционного контура реактора)[12]. Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства[12]. По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки[12]. Любая работающая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по трём направлениям:
В процессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает в миллионы раз. Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо- и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через высокую трубу, предназначенную для снижения их температуры. Основные компоненты газоаэрозольных выбросов — радиоактивные инертные газы, аэрозоли радиоактивных продуктов деления и активированных продуктов коррозии, летучие соединения радиоактивного йода[21]. В общей сложности в реакторе АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу[22]. Среди них: Возникшие газы через микротрещины ТВЭЛов (в реакторе ВВЭР-1000 находится 48 тыс. ТВЭЛов), а также в процессе извлечения ТВЭЛов в ходе их периодической замены, попадают в теплоноситель. Согласно статистике один из 5000 ТВЭЛов имеет какие-то серьёзные повреждения оболочки, облегчающие попадание продуктов деления в теплоноситель. Эксплуатационным регламентом российских АЭС допускается наличие до 1 % ТВЭЛов с поврежденной защитной оболочкой. Реактор типа ВВЭР образует в год около 40000 Ки газообразных радиоактивных выбросов. Большинство из них удерживается фильтрами или быстро распадаются, теряя радиоактивность. При этом реакторы типа РБМК дают на порядок больше газообразных выбросов, чем реакторы типа ВВЭР. Среднесуточный выброс радиоактивных газов и аэрозолей на Курской АЭС в 1981-90 и Смоленской в 1991-92 достигал 600—750 Ки/сут. В среднем в сутки на территории России газообразные выбросы АЭС составляли до 1993 г. около 800 Ки (за год — около 300 тыс. Ки). Большая часть радиоактивности газоаэрозольных выбросов генерируется короткоживущими радионуклидами и без ущерба для окружающей среды распадается за несколько часов или дней. Кроме обычных газообразных выбросов время от времени АЭС выбрасывает в атмосферу небольшое количество радионуклидов — продуктов коррозии реактора и первого контура, а также осколков деления ядер урана. Они прослеживаются на несколько десятков километров вокруг любой АЭС[23]. Безопасность атомных электростанций[править]Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор. Охрана труда регламентируется следующими документами:
Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:
Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:
Срок эксплуатации и износ оборудования[править]Срок эксплуатации атомных электростанций оценивается в 30-40 лет, однако оценка срока эксплуатации устанавливается правительством конкретной страны. В США операторы АЭС могут запрашивать разрешение продлить до 60 лет эксплуатацию реактора с проектным сроком 40 лет. Несколько десятков таких разрешений уже предоставлены[24]. Средний возраст американских реакторов составляет 35,6 лет. Во Франции операторы АЭС должны получить разрешение на дальнейшую эксплуатацию реактора по истечению 30 лет. Разрешение выдается при соответствии стандартам безопасности. Орган ядерной безопасности Франции (Autorité de sûreté nucléaire) заявил о намерении предоставлять разрешение эксплуатировать реакторы свыше 40 лет. Средний возраст реакторов Франции — 29 лет. В соответствии с новыми правилами ядерной безопасности Японии операторы АЭС могут просить разрешение продолжить эксплуатацию реактора свыше 40 лет. Правительственное агентство должно либо разрешить, либо запретить эксплуатацию[25][6]. Наиболее старые работающие реакторы: Производство водорода[править]Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INEEL (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[править]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 не радиоактивны и, следовательно, экологически безопасны. В настоящее время при участии России, США, Японии и Евросоюза на юге Франции в Кадараше ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.
wp.wiki-wiki.ru |
|
||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||
|
США (798 млрд кВт·ч/год), работает 104 атомных реактора (20 % от вырабатываемой электроэнергии)[2]
Франция (418 млрд кВт·ч/год), 58 реакторов.
Россия (169 млрд кВт·ч/год), 34 реактора.
Южная Корея (149 млрд кВт·ч/год), 23 реактора.
Канада (98 млрд кВт·ч/год), 19 реакторов.
Германия (91 млрд кВт·ч/год), 9 реакторов.
Украина (83 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов.
Швеция (62 млрд кВт·ч/год), 10 реакторов.
Великобритания (58 млрд кВт·ч/год), 16 реакторов.
