Атомная электростанция (АЭС), ядерная энергетика. Реактор аэс
Список АЭС с реакторами ВВЭР — WiKi
Список включает все атомные электростанции, в состав которых входят энергоблоки с реакторами ВВЭР — действующими, закончившими работу, а также строящимися и теми, чьё строительство было остановлено или отменено. Список разбит по статусу станций и странам-владельцам, в порядке от наибольшего количества станций, в случае одинакового количества — по алфавиту. Список основан на данных Международного агентства по атомной энергии[1].
ВВЭР — двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире. Реактор был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК[2].
Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.
Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС (см. действующие станции).
Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР) (см. остановленные станции).
Создатели реакторов ВВЭР:
Географическое расположение объектов
Действующие станции
Строящиеся станции
Сооружение станций с ВВЭР в России ведётся в связи с федеральной целевой программой по развитию ядерной энергетики[21]. Кроме того, реализуются проекты в нескольких странах мира, при этом ВВЭР является единственной экспортной технологией России в области ядерной энергетики.
Россия
Белоруссия
Индия
Остановленные станции
В настоящее время лишь Германия полностью отказалась от АЭС с реакторами ВВЭР.
Германия
Остановленные строительства
Отменённые проекты
Кроме остановки строительства станций, в начале 90-х были отменены проекты АЭС, к возведению энергоблоков которых шла активная подготовка, готовилась инфраструктура, строились вспомогательные сооружения. К ним относятся:
См. также
Примечания
ru-wiki.org
Атомная электростанция (АЭС) « Интереcно о науке
Главная задача ядерного реактора заключается в том, чтобы разделить атомы радиоактивного вещества в ходе контролируемой ядерной реакции и использовать высвободившуюся энергию для производства электроэнергии. На протяжении последних 50 лет в разное время к ним относились либо как к спасительному чуду, либо как к смертельной угрозе.
Когда был запущен первый ядерный реактор в 1956 году в США, называли ядерную энергию – энергией будущего, и полагали, что скоро электричество станет на столько дешевым, что его перестанут считать. К текущему моменту по всему миру запущено 442 атомных реактора, которые производят около 14% всей электроэнергии. Еще на заре футуристы предсказывали, что скоро появятся автомобили с небольшими ядерными реакторами.
Однако спустя несколько десятилетий оптимизм вокруг будущего ядерной энергии заметно поубавился. Этому предшествовал ряд крупных аварий на АЭС и Чернобыльская катастрофа в 1986 году. В 90-х годах во всем мире возникла волна недовольства по поводу использования энергии атома. Некоторые специалисты предлагали существенно сократить число АЭС, а некоторые вовсе от нее отказаться. Этому также способствовала проблема утилизации ядерных отходов. Протесты в Западной Европе по поводу их транспортировки и хранения не утихают и по сей день.
В начале нового тысячелетия, на фоне растущих цен на нефть и спроса на электроэнергию интерес к ядерной энергии возник с новой силой. По всему миру ежегодно вводятся десятки новых реакторов. В числе лидеров по строительству АЭС и производству ядерного топлива стоит и Россия.
Принцип работы ядерного реактора основан на управляемой реакции расщепления ядра атома какого-либо радиоактивного материала нейтроном. После распада атома появляются атомы другого материала и выделяется некоторое количество тепла, а также несколько новых нейтронов. Эти нейтроны бомбардируют другие атомы, в результате чего образуется еще больше тепла и нейтронов. Таким образом, возникает лавинообразная реакция. Если ее не остановить, то произойдет ядерный взрыв. Однако если поймать часть выпущенных электронов, то атомной реакцией можно управлять и использовать ее по своему назначению.
Сердцем атомной электростанции (АЭС) является ядерный реактор. Он представляет собой емкость цилиндрической формы с помещенными внутрь стержнями с ядерным топливом. Для контроля ядерной реакции между стержнями ядерного топлива помещаются стержни улавливающего нейтроны вещества, например, кадмия, гафния или бора. Если бы их не было, то нейтроны бомбардировали все новые и новые атомы ядерного вещества, что в итоге привело бы к неуправляемой ядерной реакции. Вводя или вынимая поглощающие стержни можно усиливать или ослаблять ядерную реакцию, регулируя тем самым объем производимого тепла.
Как говорилось выше, побочным продуктом ядерной реакции является тепло, ради которого и строится АЭС. Для охлаждения ядерного реактора используется трехступенчатая система охлаждения. Отводить производимое тепло важно не только для производства электроэнергии, но и для охлаждения расплавленной зоны. Если температура в центре реактора достигнет 3800 градусов, то ядерное топливо расплавится, и реактором уже невозможно будет управлять. Для охлаждения ядерного реактора используется вода обычная или тяжелая, которая представляет собой соединения дейтерия – водорода с тремя атомами кислорода.
Вода в первичной системе охлаждения находится в замкнутой системе под большим давлением. В парогенераторе вода из зоны расплава отдает свое тепло воде из вторичного контура. Вода там находится под меньшим давлением, поэтому после разогрева она преобразуется в пар. Разогретый до нескольких сотен градусов пар подается по системе труб к турбине, которая соединена с электрогенератором. Раскаленный пар подается далее в теплообменник, где он охлаждается для преобразования в воду. Вода из третьего контура находится под низким давлением и подается с помощью помпы обычно из близлежащего водоема. Поэтому АЭС обычно строятся на берегу водохранилища или морского побережья.
Современные АЭС ко всему прочему оснащаются многочисленными системами защиты от различных незапланированных происшествий. Существуют, например, системы, автоматически заглушающие реактор (опускающие поглощающие стержни) при перегреве жидкости или при возникновении пожара. Не смотря на все это полностью исключить возможность выхода атомной реакции из-под контроля исключить нельзя. Поэтому новые АЭС оборудуются специальными ваннами для улавливания расплавленного топлива, чтобы оно не проникло в почву и подземные воды, а также большими (иногда многокорпусными) саркофагами, чтобы не допустить загрязнение атмосферы в случае аварии.
Каким образом человечество получает электроэнергию? Как гласит один из основных законов природы, энергия не возникает из ничего и никуда не исчезает, а только переходит из одного вида в другой. И все наши электростанции — это устройства для превращения разных видов энергии, встречающейся в природе, в электрическую.
В гидроэлектростанциях плотина создает перепад уровней воды. Вода падает с высоты плотины на лопасти турбины и вращает ее. Турбина вращает генератор, который вырабатывает электричество. На ветроэлектростанциях в электроэнергию превращается сила воздушного потока, который крутит лопасти пропеллеров. На тепловых электростанциях сжигают уголь нефть или газ. При горении благодаря химической реакции высвобождается тепловая энергия. Это тепло кипятит воду, полученный пар вращает турбину, а та генератор.
Как дает электроэнергию атомный реактор?
Атомный реактор (он же ядерный реактор) превращает в электроэнергию огромные силы, спрятанные в ядрах атомов. Правда довольно длинным и сложным способом. Есть химические элементы, атомы которых нестабильны и могут распадаться сами по себе или под воздействием внешних факторов. Самый известный и распространенный из них — уран, именно он и используется в большинстве ядерных реакторов. Ядра этого элемента имеют период полураспада в среднем 4,5 миллиарда лет (за этот срок распадется половина атомных ядер). При распаде ядра урана образуются ядра более легких элементов, 1-8 свободных нейтронов (в среднем 2,5) и -излучение. В зависимости от формы куска урана, наличия в нем примесей других химических элементов и изотопов которые поглощают нейтроны часть из них либо вылетают из куска урана наружу, либо поглощаются и в дальнейшей реакции не принимают участие. Если же после распада ядра урана эти нейтроны попадают в соседние ядра — они тоже делятся, выделяется еще больше нейтронов, распадается очередная порция ядер — и с каждым циклом реакции их количество нарастает. Происходит неуправляемая ядерная цепная реакция, (ядерный взрыв) которая используется в ядерном оружии.
То есть, если в каждом очередном этапе ядерной реакции участвует большее количество нейтронов вызывающих распад ядер (коэффициент размножения нейтронов >1) будет ядерный взрыв. Если количество нейтронов уменьшается (коэф. <1) — реакция затухнет. Но если поддерживать количество выделившихся нейтронов постоянным (коэф. =1) — реакция будет продолжаться длительное время с выделением большого количества энергии.
В атомных реакторах используется именно управляемая цепная ядерная реакция.
Конструкция и принцип действия атомного реактора
Основа ядерного реактора — это стержни, сделанные из урана или плутония (тепловыделяющие элементы, ТВЭЛы). Между ними находится вещество которое замедляет нейтроны, выделившиеся при реакции — графит или тяжелая вода (дейтерий или тритий) и стержни из сплавов, поглощающих нейтроны (управляющие стержни). Все оставшееся свободное пространство заполнено теплоносителем (обычной или тяжелой водой). Благодаря заранее рассчитанному положению урановых стержней, замедлителя, и постепенному изменению положения управляющих стержней коэффициент размножения нейтронов поддерживается очень близким к единице. Идет управляемая цепная ядерная реакция. В тепловыделяющих элементах при распаде урана высвобождается огромное количество тепла, они раскаляются и греют теплоноситель вокруг себя. Разогретая в реакторе радиоактивная вода под большим давлением и с температурой в сотни градусов откачивается из атомного реактора наружу и через теплообменник отдает тепло воде второго контура и потом, охлажденная, закачивается обратно в атомный реактор, охлаждая его и опять нагреваясь сама. Вода второго контура кипит, раскаленный пар попадает в турбину и вращает ее, а та в свою очередь вращает электрогенератор. Все это окружено внешней оболочкой, и отражателями нейтронов. Фактически ядерный реактор — это паровой котел, такой же как в тепловых электростанциях, только подогреваемый не горящим снизу пламенем от газа или угля, а изнутри, теплом выделившимся при распаде урана.
Преимущества атомного реактора
Казалось бы, зачем вообще использовать атомный реактор — он же очень сложный в плане построения, дорогой и опасный. Но при полном распаде 1 кг урана выделится энергия, равная полученной от сгорания 20 млн кг угля. А уголь надо добыть, привезти, сжечь, куда то деть образовавшуюся при сжигании золу. И при сжигании выделится уйма не слишком полезных веществ (в основном CO2) которые попадут в атмосферу. Потому для многих стран не имеющих источников дешевого горючего атомные реакторы стали единственным выходом для развития энергетики. Например, во Франции на 58 реакторах производится 74% всей электроэнергии, в США — 20%, на Украине — 48%, в России — 18%. Атомную энергетику используют 32 страны в мире. Атомный реактор может быть установлен на современных подводных лодках, авианосцах, ледоколах — благодаря их использованию эти суда могут месяцами находиться в плавании не заходя в порт для дозаправки и имея возможность нести больший полезный вес вместо запасов топлива.
Классификация ядерных реакторов
Ядерные реакторы классифицируются:
по виду используемого топлива;
по виду теплоносителя;
по роду замедлителя нейтронов;
по способу размещения топлива.
По назначению атомные реакторы делятся на:
энергетические — используются для производства электроэнергии — сейчас в мире эксплуатируется 436 атомных реакторов общей мощностью 370 ГВТ;
транспортные — установленные на подводных лодках, военных и гражданских судах;
экспериментальные;
исследовательские;
промышленные — используются для производства оружейного урана и плутония для ядерного оружия, для производства радиоактивных изотопов (для медицинского и научного оборудования), для опреснения воды.
По конструкции выделяют два наиболее часто используемых типа ядерных реакторов:
Корпусные реакторы — имеют прочный сплошной металлический корпус, заполненный как правило тяжелой водой, которая используется и в качестве замедлителя нейтронов, и теплоносителя.
Канальные реакторы — сложены из блоков графита, который используется как замедлитель нейтронов. В этих блоках проделаны цилиндрические отверстия-колодцы, в которых размещены ТВЕЛы, управляющие стержни и через которые прокачивается теплоноситель для охлаждения. Реакторы именно такого типа - РБМК-1000 (атомный реактор большой мощности, канальный) использовались на Чернобыльской АЭС.
Наиболее крупные аварии на атомных реакторах
АЭС Три-Майл-Айленд (Пенсильвания, США), 1979 год. Там использовались корпусные водно-водные реакторы (замедлитель нейтронов и теплоноситель — вода). Из-за отказа охладительных насосов и ошибок персонала произошло расплавление активной зоны реактора. Все радиоактивные элементы остались внутри корпуса, серьезного радиоактивного заражения не произошло. Все работы по устранению последствий аварии закончились только к 1993 году.
Чернобыльская АЭС (Украина, СССР) 1986 год. Использовался канальный графитно-водный реактор (замедлитель графит, теплоноситель вода), тип реактора РБМК-1000. Из-за конструктивных особенностей реактора и ошибок персонала произошел неконтролируемый перегрев атомного реактора. Вода закипела и произошел тепловой взрыв, в результате чего раскаленный пар разрушил крышу энергоблока, начался пожар. Радиоактивные компоненты топлива и части реактора разлетелись по территории станции, радиоактивная пыль и пар распространились на огромное расстояние, заразив большие территории, пришлось проводить эвакуацию населения из 30-км зоны вокруг ЧАЭС, последствия авариине устранены до сих пор.
АЭС Фукусима-1, Япония, 2011 год. Использовались корпусные водно-водные реакторы. Вследствие землетрясения и цунами были затоплены и выведены из строя внешние средства энергоснабжения и резервные дизельные генераторы, отключились системы аварийного охлаждения ядерных блоков станции, что привело к расплавлению активной зоны в трех ядерных реакторах станции. Впоследствии в перегретых реакторах лишенных воды начала происходить химическая реакция с выделением водорода, взрыв которого разрушил внешнюю железобетонную оболочку блока. В результате произошло радиоактивное заражение местности, пришлось проводить эвакуацию населения.
И напоследок представляю Вашему вниманию интереснейшее видео, где рассказывается о работе атомных реакторов в России и о их строительстве в будущем.
Завод системы управления - компания "ЭлектроТек" предлагает новейшие инженерные решения по автоматизации и управления. Шкафы управления приточной вентиляцией, систем вентилирования и кондиционирования, которые предлагает компания, помогут Вам обустроить офисные, производственные и строительные помещения по последнему слову техники с высоким качеством и гарантией на все произведенные работы!
Похожие материалы
< Назад
Вперёд >
people-of-chernobyl.ru
Баллада о быстрых нейтронах: уникальный реактор Белоярской АЭС
Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.
Они возвращаются
Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн. Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года). Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238. Однако, если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!
Цех сборки реактора, где из отдельных деталей методом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора
Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.
Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.
Перезагрузка вслепую
В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. В верхней части реактора расположены большая и малая поворотная пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены.
Процесс перегрузки выключает множество этапов. Сначала захват подводится к одной из сборок, находящихся во внутриреакторном хранилище отработанных сборок, извлекает ее и переносит в элеватор выгрузки. Затем ее поднимают в передаточный бокс и помещают в барабан отработавших сборок, откуда она после очистки паром (от натрия) попадет в бассейн выдержки. На следующем этапе механизм извлекает одну из сборок активной зоны и переставляет ее во внутриреакторное хранилище. После этого из барабана свежих сборок (в который заранее устанавливают ТВСы, пришедшие с завода) извлекают нужную, устанавливают ее в элеватор свежих сборок, который подает ее к механизму перегрузки. Последний этап — установка ТВС в освободившуюся ячейку. При этом на работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: например, нельзя одновременно освобождать две соседние ячейки, кроме того, при перегрузке все стержни управления и защиты должны находиться в активной зоне.
Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность). Правда, сейчас выгорание топлива увеличили, и перегружается только четверть активной зоны (примерно 90 ТВС). При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи, и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования — менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки.
Процесс перезагрузки включает множество этапов, производится с помощью специального механизма и напоминает игру в «15». Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в нужное гнездо, а отработавших — в свой барабан, откуда они после очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки.
Гладко только на бумаге
Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).
«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, — объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному «распуханию'. С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно лишь чуть выше атмосферного».
По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы — как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».
www.popmech.ru
Производство ядерных реакторов для АЭС
«Атоммаш» — крупнейший в России изготовитель оборудования для атомной энергетики. Предприятие расположено в городе Волгодонск Ростовской области. До аварии на Чернобыльской АЭС «Атоммашем» было выпущено более 100 единиц высокотехнологичного оборудования для атомных электростанций, в том числе 14 реакторов ВВЭР-1000 — самых распространённых ядерных реакторов в своей серии.
Продукция «Атоммаша» в разное время поступала на многие атомные электростанции, в том числе на Ростовскую, Балаковскую, Крымскую и другие.
48 фото
Фотографии и текст Славы Степанова
1. С 2012 года «Атоммаш» является филиалом инжиниринговой компании «АЭМ-Технологии», входящей в машиностроительный дивизион «Росатома» «Атомэнергомаш». Это единственная в России компания, производящая полный комплект оборудования реакторного зала АЭС.
2. Листоштамповочный пресс двойного действия с усилием 15 тысяч тонн может штамповать днища из плоской заготовки толщиной до 45 см.
3. Производство корпусного оборудования — здесь собирают и сваривают корпуса реакторов.
4. Кроме оборудования для атомной отрасли, «Атоммаш» производит оборудование для газовой и нефтехимической отраслей. Это в основном крупные сосуды, работающие под давлением, колонное оборудование, трубопроводная арматура.
5. Цилиндрическая обечайка из двухслойного металла — составная часть нефтеперерабатывающей колонны для одного из крупных нефтеперерабатывающих заводов. Диаметр кольца составляет около 10 метров.
6. Установка для автоматической сварки и наплавки под слоем флюса внутренних кольцевых и продольных швов на обечайках различного диаметра.
7. За один проход эта установка может обеспечить наплавку плакирующего слоя до 8 мм.
8. Электрическая дуга горит под слоем флюса между концом сварочной проволоки и свариваемым металлом.
9. Расплавленные электродный и основной металлы перемешиваются в сварочной ванне. Кристаллизуясь, они образуют сварной шов.
10. Сборочно-сварочный участок. Идёт подготовка к контрольным операциям составной части днища для нефтеперерабатывающей колонны. Диаметр днища составляет около 8 метров. Ручная дуговая сварка элементов раскрепления на заготовке днища нефтеперерабатывающей колонны.
11.
12. Толстостенные (до 11 см) обечайки с внутренней антикоррозионной наплавкой являются составными частями корпуса нефтеперерабатывающего реактора.
13.
14. Для сварки толстостенных заготовок используется подогрев зоны сварного шва с помощью электронагревателей. В данном случае температура заготовок при сварке должна быть не ниже 150°С.
15. Сварочный манипулятор. Предназначен для сварки и наплавки кольцевых швов сферических и эллиптических днищ.
16. Идёт сварка кольцевого шва составных частей днища нефтеперерабатывающего реактора.
17. Длительность непрерывного процесса сварки зависит от толщины свариваемых деталей и может продолжаться более 10 суток.
18. Ручная наплавка внутренней поверхности патрубка на полукорпусе атомного реактора.
19. После сварочных операций производится зачистка всех сварных швов шлифовальными машинками для проведения последующих операций контроля: цветной и ультразвуковой дефектоскопии.
20.
21. Уникальный обрабатывающий центр способен выполнять на тяжеловесных и крупногабаритных заготовках не только токарные операции, но и производить расточку поверхностей. Вес данной заготовки превышает 169 тонн.
22.
23. Корпус парогенератора длиной 12 метров проходит этап механической обработки отверстий на горизонтально-расточном станке INNSE.
24. Данный обрабатывающий центр может с одной установки произвести обработку отверстий по всей длине изделия.
25. Перемещение полукорпуса реактора весом 170 тонн на очередную технологическую операцию.
26. Токарная обработка кромки днища парогенератора под сварку.
27. «Атоммаш» обладает большим парком универсальных токарно-карусельных станков, способных обрабатывать заготовки диаметром до 5 метров.
28. Пролёт изготовления парогенераторов для атомных станций.
29. Теплообменные трубки внутри корпуса парогенератора.
30. Насыщение парогенератора внутрикорпусными элементами и устройствами.
31. Внутрь корпуса парогенератора необходимо установить и приварить к коллекторам порядка 11 тысяч теплообменных трубок — змеевиков.
32. Сварщики.
33.
34.
35.
36. Сборка из двух обечаек диаметром свыше 10 метров с элементами жёсткости. Этот узел скоро станет составной частью огромной нефтеперерабатывающей колонны.
37. Площадь предприятия — 170 га. Протяжённость производственного корпуса — 800 метров. Поэтому работники (в основном, линейный персонал) перемещаются на служебных велосипедах по специальным велодорожкам.
38. Создание кромки под сварку на внутреннем отверстии с помощью механической обработки — расточки.
39. Операция выполняется на станке по заданной программе.
40. Только станки с программным управлением позволяют точно, с заданными параметрами, выполнить повторяющиеся отверстия в толстостенных обечайках.
41. Уникальный процесс развальцовки теплообменных труб внутри коллектора парогенератора. Специалистам необходимо развальцевать, а затем произвести автоматическую сварку и контроли 11 тысяч теплообменных труб в коллекторе.
42. Для выявления дефектов в толстостенных изделиях с толщиной стенки до 45 см применяют установки для рентгенографического контроля. На фото виден процесс подготовки подземной рентгенкамеры, в которую скоро поместят изделие для контроля.
Гидравлические испытания ядерного реактора проводят в специально оборудованном подземном стенде.
43. Стенд обеспечивает давление свыше 250 атмосфер и подогревает специально подготовленную воду до 80°С. Именно при таких условиях испытывают реакторы для АЭС.
44. Для перемещения изготавливаемого оборудования внутри корпуса используются мостовые краны различной грузоподъёмности. Конкретно эти краны находятся на отгрузочных позициях. Способны работать в паре и поднимать изделия весом до 1200 тонн.
45. Стропальщик.
46. Сборочно-сварочный участок изготовления внутрикорпусных устройств реактора.
47. Процесс проведения контроля сварных соединений с помощью технологии цветной дефектоскопии.
48. В октябре 2015 году «Атоммаш» изготовил и отгрузил первый корпус реактора типа ВВЭР-1200 для блока №1 Белорусской АЭС. В декабре 2015 года на предприятии был изготовлен комплект парогенераторов МКП-1000 для блока №4 Ростовской АЭС. Сегодня идёт работа над комплектом оборудования для Белорусской АЭС блок №2.
Также смотрите «Завод ЗИЛ» и «Металлургический завод Völklinger Hütte».
Атомные электростанции — основа ядерной энергетики, использующей ядерную энергию для целей электрификации и теплофикации.
Что представляет собой ядерная энергия? В атомных ядрах протоны и нейтроны связаны ядерными силами, причем энергия связи различна для разных ядер. В ядерных реакциях деления тяжелых ядер и синтеза легких ядер, в которых продукты реакции связаны более сильно, чем исходные ядра, разница в энергиях связи переходит в кинетическую энергию ядер — продуктов и выделяется при их торможении в веществе в виде теплоты. На использовании этой энергии и основана ядерная энергетика. В ядерных реакциях выделяется огромная энергия (~МэВ), и теплота сгорания ядерных топлив в миллионы раз больше, чем обычных топлив.
Гомогенный реактор.
Гетерогенный реактор.
Схема атомной электростанции.
Нововоронежская АЭС.
Есть две возможности освобождения ядерной энергии и, соответственно, два главных направления ядерной энергетики — ядерная энергетика деления и ядерная энергетика синтеза.
Для осуществления ядерной цепной реакции деления используют сложные технические устройства — ядерные (атомные) реакторы. Первый в мире реактор был построен в 1942 г. в США, работами руководил итальянский физик Э. Ферми. Первый в Европе и в СССР ядерный реактор был сооружен в 1946 г. под руководством советского ученого И. В. Курчатова.
Ядерная энергетика деления основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием из каждого ядра двух ядер-осколков и нескольких нейтронов. Нейтроны, «рождающиеся» при делении, сталкиваясь с ядрами, могут вызвать цепную реакцию деления новых ядер. Это происходит при определенной (критической) концентрации делящихся ядер в реакторе и определенных (критических) размерах реактора.
В качестве ядерного горючего используют делящиеся ядра некоторых изотопов урана и плутония. Способностью делиться под действием нейтронов обладает изотоп урана — уран‑235. Между тем в природном уране содержится всего 0,7% урана‑235; 99,3% составляет уран‑238, который в основном поглощает нейтроны без деления.
Чтобы осуществить цепную ядерную реакцию в природном уране, необходимо замедлить нейтроны от энергий ~2МэВ, с которыми они рождаются при делении, до очень малых энергий ~1/40 эВ, соответствующих их тепловому равновесию со средой. Именно при этих энергиях резко падает вероятность поглощения нейтронов ураном‑238, а вероятность поглощения их ураном‑235 растет.
Поэтому в реактор наряду с ураном помещают замедлитель нейтронов — вещество с малой атомной массой и слабым поглощением нейтронов (легкая или тяжелая вода, графит, бериллий). Это реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Реактор же без замедлителя — реактор на быстрых нейтронах — может стать критическим лишь при использовании урана, обогащенного изотопом урана‑235 до концентрации 10% и выше.
По своей конструкции реакторы деления подразделяют на гомогенные и гетерогенные. В первых ядерное горючее и замедлитель представляют собой гомогенный (однородный) раствор, к примеру раствор солей урана в тяжелой воде. В гетерогенных реакторах топливо распределено в массе твердого замедлителя, например графита. Блоки с ядерным топливом — тепловыделяющие элементы, или ТВЭЛы, обычно образуют в графитовой кладке геометрически правильный пространственный узор.
Наряду с ядерным топливом и замедлителем в состав реактора входят жидкий или газообразный теплоноситель для отвода теплоты, конструкционные материалы, органы регулирования цепной реакции (подвижные стержни из поглощающего нейтроны материала).
Обычно для уменьшения вылета нейтронов из реактора зону реакции — активную зону — окружают отражателем.
В состав атомной электростанции кроме реактора входят система защиты от его излучений, системы циркуляции теплоносителя, преобразования энергии и перегрузки топлива.
На АЭС теплота, выделяющаяся в результате ядерной реакции, отводится в теплообменник, где она нагревает до кипения воду. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.
Об огромном преимуществе ядерной энергетики можно судить по такому сравнению: из 1 г урана в реакторе деления можно получить столько же энергии, сколько дают свыше 2 т условного топлива.
Первая АЭС с реактором мощностью 5 МВт была построена и пущена в СССР в городе Обнинске (Калужская область) в 1954 г. Начиная с 1960‑х гг. в нашей стране ведется интенсивное строительство атомных электростанций большой мощности. В 1967 г. построена 1‑я очередь Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова (Свердловская область), в 1980 г. электростанция пущена на полную мощность — 900 МВт. В 1974 г. введена в строй 1‑я очередь (880 МВт) Кольской АЭС (Мурманская область), а в 1984 г. она достигла проектной мощности 1760 МВт. С 1980 г. действует Нововоронежская АЭС (Воронежская область) мощностью 2455 МВт, с 1981 г. — Ленинградская АЭС мощностью 4000 МВт. К 1986 г. введены в действие 1‑я и 2‑я очереди Курской АЭС (в г. Курчатове) мощностью 4000 МВт, пущены на Смоленской АЭС первые два реактора мощностью по 1000 МВт, на Игналинской АЭС (Литва) первый реактор мощностью 1500 МВт. С 1981 до 1985 производство энергии атомными электростанциями возросло более чем вдвое — с 73 до 167 млрд кВт•ч в год.
С 1978 г. действует 1-я очередь завода «Атоммаш» по производству реакторов для атомных электростанций. Ядерные реакторы деления используются не только на АЭС, но и на крупном морском транспорте (ледоколы, подводные лодки), на искусственных спутниках Земли.
Ядерная энергетика синтеза основана на синтезе легких ядер, протекающем при высоких температурах — свыше 107К, когда реагирующая среда является плазмой (ионизированным газом). Изучаются различные схемы удержания горячей плазмы (см. Токамак). Первые опытные энергетические реакторы термоядерного синтеза, вероятно, будут построены к концу этого века. Нововоронежская АЭС.
С целью экономии природного ядерного топлива разрабатываются способы воспроизводства ядерного горючего, в частности, путем переработки урана‑238 в искусственное ядерное горючее плутоний‑239. Такое расширенное воспроизводство ядерного горючего осуществляется в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Для их охлаждения нельзя использовать воду, являющуюся хорошим замедлителем нейтронов; приходится применять для этой цели жидкий натрий. Изучается возможность строительства быстрых реакторов с газовым или паровым охлаждением.
Первый промышленный реактор на быстрых нейтронах был пущен в 1972 г. в СССР, в городе Шевченко.
При проектировании, строительстве и эксплуатации установок атомной энергетики главное внимание обращается на их надежность и безопасность. После аварии на Чернобыльской АЭС (Украина) в апреле 1986 г. были приняты самые действенные меры к тому, чтобы возможность аварий атомных установок была сведена к нулю. Важное значение придается международному сотрудничеству. Наша страна выступает с инициативой совместного создания учеными разных государств реактора нового поколения и предлагает ускорить освоение управляемого термоядерного синтеза, который мог бы стать неисчерпаемым источником энергии.
yunc.org
АЭС нового поколения. Новая АЭС в России
За минувшие четверть века сменилось несколько поколений не только в нашем обществе. Сегодня строятся АЭС нового поколения. Новейшие российские энергоблоки теперь оснащаются только водо-водяными реакторами поколения 3+. Реакторы этого типа можно без преувеличения назвать самыми безопасными. За всё время работы реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) не было ни одной серьезной аварии. АЭС нового типа по миру в сумме имеют уже больше 1000 лет стабильной и безаварийной деятельности.
Устройство и работа новейшего реактора 3+
Урановое топливо в реакторе заключено в циркониевые трубки, так называемые тепловыделяющие элементы, или ТВЭЛы. Они составляют реактивную зону самого реактора. Когда происходит извлечение из этой зоны поглотительных стержней, то в реакторе нарастает поток нейтронных частиц, а затем начинается самоподдерживающая цепная реакция деления. При этой связи урана освобождается большая энергия, которая разогревает ТВЭЛы. АЭС, оборудованная ВВЭР, работает по двухконтурной схеме. Сначала сквозь реактор проходит чистая вода, которую подали уже очищенной от разных примесей. Далее она проходит непосредственно через активную зону, где охлаждает и омывает собою ТВЭЛы. Такая вода нагревается, ее температура достигает 320 градусов по Цельсию, чтобы она осталась в жидком состоянии, необходимо ее держать под давлением 160 атмосфер! Потом горячая вода следует в парогенератор, отдавая теплоту. А жидкость второго контура после этого вновь проникает в реактор.
Следующие действия идут в соответствии с привычной нам ТЭЦ. Вода, находящаяся во втором контуре, в парогенераторе превращается, естественно, в пар, газообразное состояние воды вращает турбину. Этот механизм заставляет двигаться электрогенератор, вырабатывающий электроток. Сам реактор и парогенератор находится внутри герметичной бетонной оболочки. В генераторе пара вода первого контура, выходящая из реактора, никаким образом не взаимодействует с жидкостью из второго контура, идущей на турбину. Данная схема работы размещения реактора и парогенератора исключают проникновение радиационных отходов за пределы реакторного зала станции.
Об экономии денежных средств
Новая АЭС в России требует на затраты систем безопасности 40 % от общей стоимости самой станции. Основная доля средств закладывается на автоматику и конструкцию энергоблока, а также на оборудование систем безопасности.
В основу обеспечения безопасности в АЭС нового поколения заложен принцип глубокоэшелонированной защиты, основанной на использовании системы из четырех физических барьеров, препятствующих выходу радиоактивных веществ.
Первый барьер
Он представлен в виде прочности самих таблеток с урановым топливом. После так называемого процесса спекания в печи при температуре 1200 градусов таблетки приобретают высокопрочные динамические свойства. Они не разрушается под воздействием высоких температур. Они помещаются в циркониевые трубки, образующие оболочку тепловыделяющих элементов. В один такой тепловыделяющий элемент вводится автоматом более 200 таблеток. Когда они заполняют циркониевую трубку полностью, то робот-автомат вводит пружину, прижимающую их до отказа. Затем автомат откачивает воздух, а потом и вовсе запечатывает ее.
Второй барьер
Представляет собой герметичность оболочки из циркония тепловыделяющих элементов. Оболочка ТВЭЛа выполнена из циркония ядерной чистоты. Она обладает повышенной коррозионной стойкостью, способна сохранять форму при температуре более 1000 градусов. Контроль качества изготовления ядерного топлива проводится на всех этапах его производства. В результате многоступенчатых проверок качества возможность разгерметизации тепловыделяющих элементов крайне низка.
Третий барьер
Выполнен он в виде прочного стального корпуса реактора, толщина которого равна 20 см. Он рассчитан на рабочее давление в 160 атмосфер. Корпус реактора обеспечивает предотвращение выхода продуктов деления под защитную оболочку.
Четвертый барьер
Это герметичная защитная оболочка самого реакторного зала, имеющая еще одно название - контаймент. Он состоит всего из двух частей: внутренняя и внешняя оболочки. Внешняя оболочка обеспечивает защиту от всех внешних воздействий как природного, так и техногенного характера. Толщина внешней оболочки - 80 см высокопрочного бетона.
Внутренняя оболочка с толщиной бетонной стены равна 1 метру 20 см. Ее покрывают сплошным стальным 8-миллиметровым листом. Кроме того, ее стяжку усиливают специальные системы тросов, натянутых внутри самой оболочки. Иными словами, это кокон из стали, который стягивает бетон, усиливая его прочность в три раза.
Нюансы защитного покрытия
Внутренняя защитная оболочка АЭС нового поколения выдерживает давление в 7 килограмм на квадратный сантиметр, а также высокую температуру до 200 градусов Цельсия.
Между внутренней и внешней оболочками существует межоболочное пространство. Оно имеет систему фильтрации газов, которые попадают из реакторного отделения. Мощнейшая железобетонная оболочка сохраняет герметичность при землетрясении в 8 баллов. Выдерживает падение самолёта, вес которого рассчитали до 200 тонн, а также позволяет выдержать экстремальные внешние воздействия, такие как смерч и ураганы, при максимальной скорости ветра 56 метров в секунду, вероятность которых возможна один раз в 10 000 лет. А еще такая оболочка защищает от воздушной ударной волны с давлением во фронте до 30 кПа.
Особенность АЭС поколения 3+
Система из четырех физических барьеров глубокоэшелонированной защиты исключает радиоактивные выбросы за пределы энергоблока в случае чрезвычайных ситуаций. Во всех реакторах ВВЭР существуют пассивные и активные системы безопасности, сочетание которых гарантирует решение трех основных задач, возникающих при аварийной ситуации:
остановка и прекращение ядерных реакций;
обеспечение постоянного отвода тепла от ядерного топлива и самого энергоблока;
предотвращение выхода радионуклидов за пределы контаймента в случае аварийных ситуаций.
ВВЭР-1200 в России и мире
Безопасными стали АЭС нового поколения Японии после аварии на АЭС «Фукусима-1». Японцы тогда решили больше не получать энергию при помощи мирного атома. Однако новое правительство вернулось к ядерной энергетике, так как экономика страны понесла большие убытки. Отечественные инженеры с физиками-ядерщиками начали разрабатывать безопасную АЭС нового поколения. В 2006 году мир узнал о новой сверхмощной и безопасной разработке отечественных ученых.
В мае 2016 года завершилась грандиозная стройка в черноземном регионе и успешное окончание тестирования 6-го энергоблока на Нововоронежской АЭС. Новая система работает стабильно и эффективно! Впервые при возведении станции инженеры спроектировали всего одну и самую высокую в мире градирню для охлаждения воды. В то время как ранее строили две градирни на один энергоблок. Благодаря подобным разработкам удалось сэкономить финансовые средства и сохранить технологии. Еще год на станции будут проводиться работы различного характера. Это необходимо для того, чтобы постепенно ввести в эксплуатацию оставшееся оборудование, так как запускать все и сразу нельзя. Впереди у Нововоронежской АЭС - возведение 7-го энергоблока, оно будет длиться еще два года. После этого Воронеж станет единственным регионом, который реализовал такой масштабный проект. Ежегодно Воронеж посещают различные делегации, изучающие работу атомной электростанции. Такая отечественная разработка оставила позади Запад и Восток в сфере энергетики. Сегодня различные государства хотят внедрить, а некоторые уже используют такие АЭС.
Новое поколение реакторов трудится на благо Китая в Тяньване. Сегодня строятся такие станции в Индии, Беларуси, Прибалтике. В Российской Федерации внедряют ВВЭР-1200 в Воронеже, Ленинградской области. В планах - возвести подобное сооружение в энергетической отрасли в республике Бангладеш и Турецком государстве. В марте 2017 года стало известно, что Чехия активно сотрудничает с «Росатомом» для постройки такой же станции на своей земле. В России планируют возводить АЭС (новое поколение) в Северске (Томская область), Нижнем Новгороде и Курске.
Главная задача ядерного реактора заключается в том, чтобы разделить атомы радиоактивного вещества в ходе контролируемой ядерной реакции и использовать высвободившуюся энергию для производства электроэнергии. На протяжении последних 50 лет в разное время к ним относились либо как к спасительному чуду, либо как к смертельной угрозе.
Принцип работы ядерного реактора основан на управляемой реакции расщепления ядра атома какого-либо радиоактивного материала нейтроном. После распада атома появляются атомы другого материала и выделяется некоторое количество тепла, а также несколько новых нейтронов. Эти нейтроны бомбардируют другие атомы, в результате чего образуется еще больше тепла и нейтронов. Таким образом, возникает лавинообразная реакция. Если ее не остановить, то произойдет ядерный взрыв. Однако если поймать часть выпущенных электронов, то атомной реакцией можно управлять и использовать ее по своему назначению.
Как говорилось выше, побочным продуктом ядерной реакции является тепло, ради которого и строится АЭС. Для охлаждения ядерного реактора используется трехступенчатая система охлаждения. Отводить производимое тепло важно не только для производства электроэнергии, но и для охлаждения расплавленной зоны. Если температура в центре реактора достигнет 3800 градусов, то ядерное топливо расплавится, и реактором уже невозможно будет управлять. Для охлаждения ядерного реактора используется вода обычная или тяжелая, которая представляет собой соединения дейтерия – водорода с тремя атомами кислорода.
АЭС Фукусима-1, Япония, 2011 год. Использовались корпусные водно-водные реакторы. Вследствие землетрясения и цунами были затоплены и выведены из строя внешние средства энергоснабжения и резервные дизельные генераторы, отключились системы аварийного охлаждения ядерных блоков станции, что привело к расплавлению активной зоны в трех ядерных реакторах станции. Впоследствии в перегретых реакторах лишенных воды начала происходить химическая реакция с выделением водорода, взрыв которого разрушил внешнюю железобетонную оболочку блока. В результате произошло радиоактивное заражение местности, пришлось проводить эвакуацию населения.
Цех сборки реактора, где из отдельных деталей методом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора 
Процесс перезагрузки включает множество этапов, производится с помощью специального механизма и напоминает игру в «15». Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в нужное гнездо, а отработавших — в свой барабан, откуда они после очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки. 
2. Листоштамповочный пресс двойного действия с усилием 15 тысяч тонн может штамповать днища из плоской заготовки толщиной до 45 см.
