АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ
(АЭС),
электростанция, в к-рой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую.
Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор).
Тепло, к-рое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления
ядер нек-рых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых
электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС,
работающих на органич. топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в осн.
233U,
235U. 239Рu). При делении 1 г изотопов урана или
плутония высвобождается 22 500 квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся
в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетич. ресурсы
ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы
природных запасов органич. 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 технологич. целей мировой химич. пром-сти, к-рая становится
серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых
месторождений органич. топлива и совершенствование способов его добычи,
в мире наблюдается тенденция к относит. увеличению его стоимости. Это создаёт
наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива
органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития
атомной энергетики, к-рая уже занимает заметное место в энергетич. балансе
ряда пром. стран мира.
Первая в мире АЭС опытно-пром.
назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г.
в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преим. в воен.
целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике,
получившего признание на 1-й Между-нар. научно-технич. конференции по мирному
использованию атомной энергии (авг. 1955, Женева).
В 1958 была введена в эксплуатацию
1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность
600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской пром. АЭС,
а 26 апр. 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток
в Свердловскую энергосистему. 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию
в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара
(до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что
позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких
переделок.
В сент. 1964 был пущен 1-й
блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт • ч электроэнергии
(важнейший экономич. показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС
систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в
1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС
был построен не только для пром. пользования, но и как демонстрац. объект
для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и
безопасности работы АЭС. В нояб. 1965 в г. Мелекессе Ульяновской обл. вступила
в строй АЭС с водо-водяным реактором "кипящего" типа мощностью 50 Мвт;
реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции.
В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).
За рубежом первая АЭС пром.
назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле
(Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте
(США).
Принципиальная схема АЭС
с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло,
выделяющееся в активной зоне реактора l, отбирается водой (теплоносителем)
1-го контура, к-рая прокачивается через реактор циркуляционным насосом
2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор)
3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го
контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину
4.
Наиболее часто на АЭС применяются
4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой
в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) гра-фито-водные с водяным теплоносителем
и графитовым замедлителем; З) тя-желоврдные с водяным теплоносителем и
тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем
и графитовым замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого
типа реактора определяется гл. обр. накопленным опытом в реакторостроснии,а
также наличием необходимого пром. оборудования, сырьевых запасов и т. д.
В СССР строят гл. обр. графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США
наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые
реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают
АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного
состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамич. цикл АЭС.
Выбор верхней температурной границы термодинамич. цикла определяется максимально
допустимой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих
ядерное горючее, допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также
свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС,
тепловой реактор к-рой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными
паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять
относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными
давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС о этих двух случаях выполняется
2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной.
При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем
возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной
зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется
или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную
зону для перегрева
Рис. 3. Принципиальная тепловая
схема АЭС с ядерным перегревом пара (2-й блок Белоярской АЭС): / - реактор;
2 - испарительный канал; 3 - пароперегревательный канал; 4-барабан-сепаратор;
5 - циркуляционный насос; 6 - деаэратор; 7 - турбина; 8 - конденсатор;
9 - конденсатный насос; 10 - регенеративный подогреватель низкого давления;
11 - питательный насос; 12 - регенеративные подогреватели высокого давления;
13 - генератор электрического тока.
(рис. 3). В высокотемпературных
графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла.
Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация
делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы
выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают
с помощью механизмов и приспособлений с дистанц. управлением. Отработавшие
ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим
его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой; теплообменники,
насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя;
трубопроводы и арматура цирку-ляц. контура; устройства для перезагрузки
ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания
и др.
В зависимости от конструктивного
исполнения реакторы имеют отличит. особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы
и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя;
в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются
в спец. трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный
кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Бело-ярская АЭС и
др.).
Для предохранения персонала
АЭС от радиац. облучения реактор окружают биологической защитой, осн. материалом
для к-рой служат бетон, вода, серпенти-новый песок. Оборудование реакторного
контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля
мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей
и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению
помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура
обычно устанавливают в герметичных боксах, к-рые отделены от остальных
помещений АЭС биологич. защитой и при работе реактора не обслуживаются.
Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное
наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС
спец. системой вентиляции, в к-рой для исключения возможности загрязнения
атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением
правил радиац. безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрич. контроля.
При авариях в системе охлаждения
реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов
предусматривают быстрое (в течение неск. секунд) глушение ядерной реакции;
аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.
Наличие биологич. защиты,
систем спец. вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрич.
контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от
вредных воздействий радиоактивного облучения.
Оборудование машинного зала
АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит. особенность большинства
АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или
слабоперегретого.
При этом для исключения эрозионного
повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся
в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо
применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В
связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении
через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования
машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных
АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных
АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного
зала не предъявляются.
В число специфичных требований
к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость
коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость
фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции
помещений. На рис. (см. вклейку к стр. 400) показан разрез главного корпуса
Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале
размещены: реактор с биологич. защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля.
АЭС скомпонована по блочному принципу реактор-турбина. В машинном зале
расположены турбогенераторы и обслуживающие их системы. Между машинным
и реакторным залами размещены вспо-могат. оборудование и системы управления
станцией.
Экономичность АЭС определяется
её осн. технич. показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость
активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэфф. использования
установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения
в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет
место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС
с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что
доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии
30 - 40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в
промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива,
а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, напр.
АЭС в пос. Билибино (Якут. АССР) с электрич. мощностью типового блока 12
Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на
теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также
для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казах. ССР) электрич.
мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки
до 150 000 m воды из Каспийского м.
В большинстве промышленно
развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и
др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена
до десятков Гвт. По данным Междунар. атомного агентства ООН, опубликованным
в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.
В Сов. Союзе осуществляется
широкая программа ввода в строй крупных энер-гетич. блоков (до 1000 Мвт)
с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам
на быстрых нейтронах для пром. АЭС.Физич. особенности таких реакторов позволяют
осуществить расширенное воспроиз-во ядерного горючего (коэфф. воспроиз-ва
от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 233U,
но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того,
реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно
малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному
развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам
были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1,
БР-2, БР-3, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований
модельных установок к проектированию и сооружению пром. АЭС на быстрых
нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской AЭC. Ведутся
исследования реакторов для мощных АЭС, напр. в г. Мелекессе построен опытный
реактор БОР-60.
Крупные АЭС сооружаются и
в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).
На 3-й Междунар. научно-технич.
конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было
отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой
для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в авг. 1968 7-я Мировая энергетич.
конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления
развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда
АЭС станет одним из осн. производителей электроэнергии.
Лит.: Некоторые вопросы ядерной
энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А.,
Атомные энергетические установки, Л., 1961; К а л а-ф а т п Д. Д-, Термодинамические
циклы атомных электростанций, М.- Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной
электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника.
[Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М..
1968.
С. П. Кузнецов.
А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я