Коли і де було збудовано першу у світі атомну електростанцію?
Перша у світі атомна електростанція (АЕС) була побудована в СРСР через десять років після бомбардування Хіросіми. У цій роботі брали участь практично ті ж фахівці, що у створенні радянської атомної бомби - І. Курчатов, Н. Доллежаль, А. Сахаров, Ю. Харитон та інші. Будувати першу АЕС було вирішено в Обнінську - тут вже був цілком працездатний турбогенератор потужністю 5000 кВт. Безпосередньо будівництвом АЕС керувала Обнінська фізико-енергетична лабораторія, заснована 1947 р. У 1950 р. технічна рада з кількох запропонованих варіантів вибрала реактор, розроблений НДІ Хіммаш, яким керував М. Доллежаль. 27 червня 1954 р. перша у світі АЕС дала промисловий струм. Нині вона не працює, служить своєрідним музеєм. Але досвід, отриманий при її спорудженні, був використаний при спорудженні інших, більш потужних і досконалих атомних енергоблоків. Атомні електростанції нині працюють у нашій країні, а й у США, Франції, Японії та багатьох інших країнах.

Що являв собою перший реактор мирного призначення?
Принцип дії та влаштування реактора розробникам реактора стали зрозумілі ще в середині 1940-х РР: У металевий корпус поміщалися графітові блоки з каналами для уранових блоків та регулюючих стрижнів - поглиначів нейтронів. Загальна маса урану мала досягати критичної, коли він починалася підтримувана ланцюгова реакція розподілу атомів урану. При цьому в середньому на кожну тисячу нейтронів, що виникли, кілька штук вилітали не миттєво, в момент розподілу, а трохи пізніше і вилітали вже з уламків. Існування цих про запізнюваних нейтронів виявилося вирішальним для можливості здійснення керованої ланцюгової реакції.
Хоча загальна кількість нейтронів, що запізнюються, становить всього 0,75%, саме вони суттєво (приблизно в 150 разів) уповільнюють швидкість наростання нейтронного потоку і тим самим полегшують завдання регулювання потужності реактора. За цей час, маніпулюючи стрижнями, що поглинають нейтрони, можна втрутитися в хід реакції, уповільнити її або прискорити. Крім того, як з'ясувалося, потік нейтронів значною мірою розігрівав усю масу реактора, так що його ще іноді називають «атомним котлом».
Ця схема послужила основою створення першого реактора для атомної електростанції. Під час будівництва за основу було взято конструкцію промислового реактора. Тільки замість уранових стрижнів передбачалися уранові тепловивідні елементи – твели. Різниця між ними полягала в тому, що вода обтікала стрижень зовні, твел же був двостінною трубкою. Між стінами розташовувався збагачений уран, а внутрішнім каналом протікала вода. Щоб вона не скипіла і не перетворилася на пару одразу в твелах - а це могло викликати ненормальну роботу реактора - вода повинна була перебувати під тиском у 100 атм. З колектора гаряча радіоактивна вода текла трубами в теплообмінник-парогенератор, після чого, пройшовши через циркулярний насос, поверталася в колектор холодної води. Цей струм називався першим контуром. Вода (теплоносій) циркулювала у ньому по замкнутому колу, не виходячи назовні. У другому контурі вода виступала у ролі робочого тіла. Тут вона була нерадіоактивна та безпечна для оточуючих. Нагрівшись у теплообміннику до 190°С і перетворившись на пару з тиском 12 атм., вона підводилася до турбіни, де й робила свою корисну роботу.
На АЕС також була ретельно продумана система управління процесами, що протікають в реакторі, створені пристрої для автоматичного та ручного дистанційного управління регулюючими стрижнями, для аварійної зупинки реактора, пристосування для заміни твелів.

Особливість атомної електростанції у тому, що у ній джерелом електричної енергії є ядро ​​атома (урану і плутонію).

Перша атомна електростанція у світі була побудована у Радянському Союзі.

Нині біля Росії діють такі АЭС:

• Балаківська
• Білоярська
• Білібінська
• Калінінська
• Кольська
• Курська
• Ленінградська
• Нововоронезька
• Ростовська
• Смоленська

Найбільша кількість атомних електростанцій знаходиться на території США

Атомна електростанція (АЕС)

електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється на електричну. Генератором енергії АЕС є атомний реактор (див. Ядерний реактор). Тепло, яке виділяється в реакторі в результаті ланцюгової реакції поділу ядер деяких важких елементів, потім так само, як і на звичайних теплових електростанціях, перетворюється на електроенергію. На відміну від ТЕС, що працюють на органічному паливі, АЕС працює на ядерному паливі (в основному 233 U, 235 U. 239 Pu). При розподілі 1 гізотопів урану або плутонію вивільняється 22 500 квт год,що еквівалентно енергії, що міститься в 2800 кгумовного палива. Встановлено, що світові енергетичні ресурси ядерного пального (уран, плутоній та ін.) суттєво перевищують енергоресурси природних запасів органічного палива (нафта, вугілля, природний газ та ін.). Це відкриває широкі перспективи задоволення швидко зростаючих потреб у паливі. Крім того, необхідно враховувати обсяг споживання вугілля і нафти, що все збільшується, для технологічних цілей світової хімічної промисловості, яка стає серйозним конкурентом теплових електростанцій. Незважаючи на відкриття нових родовищ органічного палива та вдосконалення способів його видобутку, у світі спостерігається тенденція до віднесення збільшення його вартості. Це створює найважчі умови для країн, які мають обмежені запаси палива органічного походження. Очевидною є необхідність якнайшвидшого розвитку атомної енергетики, яка вже займає помітне місце в енергетичному балансі низки промислових країн світу.

Перша у світі АЕС дослідно-промислового призначення ( Рис. 1 ) потужністю 5 МВтбула пущена в СРСР 27 червня 1954 р. в Обнінську. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці, який отримав визнання на 1-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).

У 1958 була введена в експлуатацію перша черга Сибірської АЕС потужністю 100 МВт(Повна проектна потужність 600 МВт). У тому ж році розгорнулося будівництво Білоярської промислової АЕС, а 26 квітня 1964 року генератор 1-ї черги (блок потужністю 100 МВт) видав струм у Свердловську енергосистему, 2-й блок потужністю 200 МВтзданий в експлуатацію у жовтні 1967. Відмінна риса Білоярської АЕС - перегрів пари (до отримання необхідних властивостей) у ядерному реакторі, що дозволило застосувати у ньому звичайні сучасні турбіни майже без будь-яких переробок.

У вересні 1964 був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 МВт.Собівартість 1 квт-челектроенергії (найважливіший економічний показник роботи будь-якої електростанції) на цій АЕС систематично знижувалася: вона становила 1,24 коп. 1965, 1,22 коп. 1966, 1,18 коп. 1967, 0,94 коп. 1968. Перший блок Нововоронезької АЕС був побудований не тільки для промислового користування, але і як демонстраційний об'єкт для показу можливостей та переваг атомної енергетики, надійності та безпеки роботи АЕС. У листопаді 1965 р. в м. Мелекессе Ульяновської області вступила в дію АЕС з водо-водяним реактором. "киплячого" типу потужністю 50 МВт,реактор зібраний за одноконтурною схемою, що полегшує компонування станції. У грудні 1969 був пущений другий блок Нововоронезької АЕС (350 МВт).

За кордоном перша АЕС промислового призначення потужністю 46 МВтбула введена в експлуатацію в 1956 році в Колдер-Холлі (Англія). Через рік вступила в дію АЕС потужністю 60 МВту Шиппінгпорті (США).

Принципова схема АЕС з ядерним реактором, що має водяне охолодження, наведена на Рис. 2 . Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою (теплоносієм) 1-го контуру, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора надходить у теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане у реакторі, воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і утворюється пара надходить у турбіну 4.

Найчастіше на АЕС застосовуються 4 типи реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні зі звичайною водою як сповільнювач і теплоносій; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм та графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач; 4) графіто-газові з газовим теплоносієм та графітовим сповільнювачем.

Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається головним чином накопиченим досвідом у реакторобудуванні, а також наявністю необхідного промислового обладнання, сировинних запасів і т. д. У СРСР будують головним чином графітоводні та водоводяні реактори. На АЕС США найбільшого поширення набули водо-водяні реактори. Графіто-газові реактори використовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС із важководними реакторами.

Залежно від виду та агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної межі термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне паливо, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносія, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС, тепловий реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати відносно економічніші цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС у цих двох випадках виконується 2-контурною: у 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур – пароводяний. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичена пара прямує або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву ( Рис. 3 ). У високотемпературних графіто-газових реакторах можливе застосування традиційного газотурбінного циклу. Реактор у разі виконує роль камери згоряння.

При роботі реактора концентрація ізотопів, що діляться, в ядерному паливі поступово зменшується, тобто ТВЕЛи вигоряють. Тому згодом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів та пристроїв з дистанційним керуванням. Відпрацювали ТВЕЛ переносять у басейн витримки, а потім направляють на переробку.

До реактора та обслуговуючих його систем відносяться: власне реактор з біологічним захистом (Див. Біологічний захист), Теплообмінник, Насоси або газодувні установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи та арматура циркуляційного контуру; пристрої для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолодження та ін.

Залежно від конструктивного виконання реактори мають відмінні риси: в корпусних реакторах ТВЕЛи і сповільнювач розташовані всередині корпусу, що несе повний тиск теплоносія; в канальних реакторах ТВЕЛи, що охолоджуються теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, що пронизують сповільнювач, укладений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Білоярська АЕС та ін.).

Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічним захистом, основним матеріалом для якого є бетон, вода, серпентиновий пісок. Обладнання реакторного контуру має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільностей та розривів контуру не призводила до радіоактивних викидів та забруднення приміщень АЕС та навколишньої місцевості. Обладнання реакторного контуру зазвичай встановлюють у герметичних боксах, які відокремлені від інших приміщень АЕС біологічним захистом і під час роботи реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість пар теплоносія, обумовлене наявністю протікання з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спеціальною системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри та газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС слідкує служба дозиметричного контролю.

При аваріях у системі охолодження реактора для виключення перегріву та порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кількох секунд) глушення ядерної реакції; аварійна система охолодження має автономні джерела живлення.

Наявність біологічного захисту, систем спеціальної вентиляції та аварійного розхолодження та служби дозиметричного контролю дозволяє повністю убезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.

Обладнання машинного залу АЕС аналогічне до обладнання машинного залу ТЕС. Відмінна риса більшості АЕС - використання пари порівняно низьких параметрів, насиченої або слабоперегрітої.

При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частинками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють пристрої, що сепарують. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів та проміжних перегрівачів пари. У зв'язку з тим, що теплоносій і домішки, що містяться в ньому, при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення обладнання машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС має повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС із високими параметрами пари подібні вимоги до обладнання машинного залу не пред'являються.

До специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива довжина комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів та несучих конструкцій реактора, надійна організація вентиляції приміщень. На Рис. показаний розріз головного корпусу Білоярської АЕС з канальним графітоводним реактором. У реакторному залі розміщено: реактор з біологічним захистом, запасні ТВЕЛи та апаратура контролю. АЕС скомпонована за блоковим принципом реактор – турбіна. У машинному залі розташовані турбогецератори та системи, що їх обслуговують. Між машинним та реакторним залами розміщено допоміжне обладнання та системи управління станцією.

Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд, енергонапруженість активної зони, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС протягом року. Зі зростанням потужності АЕС питомі капіталовкладення до неї (вартість встановленого квт) знижуються різкіше, ніж це має місце для ТЕС. У цьому головна причина прагнення спорудження великих АЕС з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової у собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%). Тому великі АЕС найбільш поширені у промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС невеликої потужності - у важкодоступних чи віддалених районах, наприклад АЕС у сел. Білібіно (Якутська АРСР) з електричною потужністю типового блоку 12 МВт.Частина теплової потужності реактора цієї АЕС (29 МВт) витрачається на теплопостачання. Поряд із виробленням електроенергії АЕС використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС (Казахська РСР) електричною потужністю 150 МВтрозрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 тводи з Каспійського моря.

У більшості промислово розвинених країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН, Японія, НДР та ін.) за прогнозами потужність АЕС, що діються і будуються, до 1980 буде доведена до десятків ГВТ.За даними Міжнародного атомного агентства ООН, опублікованими в 1967, встановлена ​​потужність усіх АЕС у світі до 1980 досягне 300 ГВТ.

У Радянському Союзі здійснюється широка програма введення в дію великих енергетичних блоків (до 1000 МВт) із реакторами на теплових нейтронах. У 1948-49 було розпочато роботи з реакторів на швидких нейтронах для промислових АЕС. Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дозволяє використовувати не тільки 235 U, але і сировинні матеріали 238 U і 232 Th. Крім того, реактори на швидких нейтронах не містять сповільнювача, мають порівняно малі розміри та велике завантаження. Цим і пояснюється прагнення інтенсивного розвитку швидких реакторів у СРСР. Для досліджень з швидких реакторів були послідовно споруджені експериментальні та досвідчені реактори БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Отриманий досвід зумовив перехід від досліджень модельних установок до проектування та спорудження промислових АЕС на швидких нейтронах (БН-350) у Шевченку та (БН-600) на Білоярській АЕС. Ведуться дослідження реакторів для потужних АЕС, наприклад, у м. Мелекессе побудований дослідний реактор БОР-60.

Великі АЕС споруджуються й у ряді країн (Індія, Пакистан та інших.).

На 3-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (1964, Женева) було зазначено, що широке освоєння ядерної енергії стало ключовою проблемою для більшості країн. 7-а Світова енергетична конференція (МІРЕК-VII), що відбулася в Москві в серпні 1968 року, підтвердила актуальність проблем вибору напряму розвитку ядерної енергетики на наступному етапі (умовно 1980-2000), коли АЕС стане одним з основних виробників електроенергії.

Літ.:Деякі питання ядерної енергетики. Зб. ст., за ред. М. А. Стиріковича, М., 1959; Канаєв А. А., Атомні енергетичні установки, Л., 1961; Калафаті Д. Д., Термодинамічні цикли атомних електростанцій, М-код.-Л., 1963; 10 років Першої у світі атомної електростанції СРСР. [Сб. ст.], М., 1964; Радянська атомна наука та техніка. [Збірник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомна енергетика наших днів, М., 1968.

С. П. Кузнєцов.

Велика Радянська Енциклопедія. - М: Радянська енциклопедія. 1969-1978 .

Синоніми:

Дивитись що таке "Атомна електростанція" в інших словниках:

Електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється на електричну енергію. Генератором енергії на АЕС є атомний реактор. Синоніми: АЕС Див також: Атомні електростанції Електростанції Ядерні реактори Фінансовий словник… Фінансовий словник

- (АЕС) електростанція, де ядерна (атомна) енергія перетворюється на електричну. На АЕС тепло, що виділяється в ядерному реакторі, використовується для отримання водної пари, що обертає турбогенератор. 1 я у світі АЕС потужністю 5 МВт була… Великий Енциклопедичний словник

Обнінська АЕС – розташування першої АЕС світу: Росія, Калузька область, місто Обнінськ – карта АЕС світу ,

Статус: Закриті АЕС , Закриті АЕС Росії

Обнінська АЕС – перша АЕС у світі

27 червня 1954 року сталася найважливіша подія в історії атомних станцій дала струм перша у світі АЕС і відбувалося це все у місті СРСР – Обнінську.

Згадаймо історію, як утворювалася Обнінська АЕС. Восени 1949 СРСР провели успішні випробування першої радянської ядерної бомби. Майже відразу вчені дійшли висновку, що величезну масу атомної енергії можна спрямувати і в мирне русло. 16 травня 1950 року постанова Ради Міністрів визначила будівництво дослідного реактора крихітної на сьогодні потужністю 5 МВт.

У першій АЕС світу використовувався водо-водяний реактор з берилієвим сповільнювачем зі свинцево-вісмутовим охолодженням, уран-бериллієвим паливом та проміжним спектром нейтронів. Усі роботи проводилися під керівництвом І.В. Курчатова, ім'ям якого згодом було названо і місто атомників – Курчатов. Сам реактор проектував Н.А. Доллежаль та його група.

27 червня 1954 року перша у світі АЕС з реактором АМ-1(Атом мирний) потужністю 5 МВт дала перший струм і зробила атом по-справжньому мирним. Перша атомна станція планети з'явилася через дев'ять років після бомбардувань Хіросіми та Нагасакі. Перша АЕС світу та СРСР в Обнінську пропрацювала 48 років. 29 квітня 2002 року реактор першої АЕС у світі було зупинено з економічних міркувань. На основі роботи Обнінської АЕС було пущено першу АЕС СРСР промислового рівня потужності – Білоярська атомна станція , Початковою потужністю 300 МВт. Для бажаючих відвідати музей Обнінської АЕС свої послуги пропонує домашній готель. У наші дні Обнінська АЕС – одне з найголовніших місць паломництва “атомних туристів”.

Атомна електростанція або скорочено АЕС це комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції.

У другій половині 40-х років, перед тим, як було закінчено роботи зі створення першої атомної бомби, яка була випробувана 29 серпня 1949 року, радянські вчені розпочали розробку перших проектів мирного використання атомної енергії. Основним напрямом проектів була електроенергетика.

У травні 1950 року в районі селища Обнінське Калузької області розпочато будівництво першої у світі АЕС.

Вперше електроенергію за допомогою ядерного реактора отримали 20 грудня 1951 року у штаті Айдахо США.

Для перевірки працездатності генератор був підключений до чотирьох ламп розжарювання, ні те не очікував, що лампи запаляться.

З цього моменту людство почало використовувати енергію ядерного реактора для отримання електрики.

Перші Атомні електростанції

Будівництво першої у світі атомна електростанція потужністю 5 МВт було закінчено в 1954 році і 27 червня 1954 вона була запущена, так почала працювати.

У 1958 була введена в експлуатацію перша черга Сибірської АЕС потужністю 100 МВт.

Будівництво Білоярської промислової АЕС почалося так само 1958 року. 26 квітня 1964 року генератор 1-ї черги дав струм споживачам.

У вересні 1964 був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 МВт. Другий блок потужністю 350 МВт запущений у грудні 1969 року.

У 1973 р. запущено Ленінградську АЕС.

В інших країнах перша АЕС промислового призначення була введена в експлуатацію в 1956 р. в Колдер-Холлі (Великобританія) її потужність становила 46 МВт.

В 1957 вступила в дію АЕС потужністю 60 МВт в Шіппінгпорт (США).

Світовими лідерами у виробництві ядерної електроенергії є:

1. США (788,6 млрд кВт год/рік),
2. Франція(426,8 млрд кВт год/рік),
3. Японія (273,8 млрд кВт год/рік),
4. Німеччина (158,4 млрд кВт год/рік),
5. Росія (154,7 млрд кВт ч/рік).

Класифікація АЕС

Атомні електростанції можна класифікувати за декількома напрямками:

За типом реакторів

• Реактори на теплових нейтронах, що використовують спеціальні сповільнювачі для збільшення ймовірності поглинання нейтрону ядрами атомів палива
• Реактори на легкій воді
• Реактори на важкій воді
• Реактори на швидких нейтронах
• Субкритичні реактори, що використовують зовнішні джерела нейтронів
• Термоядерні реактори

По виду енергії, що відпускається

1. Атомні електростанції (АЕС), призначені для вироблення тільки електроенергії
2. Атомні теплоелектроцентралі (АТЕЦ), що виробляють як електроенергію, так і теплову енергію

На атомних станціях, розташованих біля Росії є теплофікаційні установки, вони необхідні підігріву мережевої води.

Види палива, що використовується на Атомних електростанціях

На атомних електростанціях можливе використання кількох речовин, завдяки яким можна виробити атомну електроенергію, сучасне паливо АЕС – це уран, торій та плутоній.

Торієве паливо сьогодні не застосовується в атомних електростанціях, для цього є низка причин.

По перше, його складніше перетворити на тепловиділяючі елементи, скорочено ТВЕли.

ТВЭли - це металеві трубки, які вміщуються всередину ядерного реактора. Всередині

ТБЕлів знаходяться радіоактивні речовини. Ці трубки є сховищами ядерного палива.

По-друге, використання торієвого палива передбачає його складну та дорогу переробку вже після використання на АЕС

Плутонієве паливо так само не застосовують в атомній електроенергетиці, через те, що ця речовина має дуже складний хімічний склад, система повноцінного та безпечного застосування ще не розроблена.

Уранове паливо

Основна речовина, що виробляє енергію на ядерних станціях, – це уран. На сьогоднішній день уран видобувається декількома способами:

• відкритим способом у кар'єрах
• закритим у шахтах
• підземним вилуговуванням за допомогою буріння шахт.

Підземне вилуговування за допомогою буріння шахт відбувається шляхом розміщення розчину сірчаної кислоти в підземних свердловинах, розчин насичується ураном і викачується назад.

Найбільші запаси урану у світі знаходяться в Австралії, Казахстані, Росії та Канаді.

Найбагатші родовища в Канаді, Заїрі, Франції та Чехії. У цих країнах із тонни руди отримують до 22 кілограмів уранової сировини.

У Росії з однієї тонни руди одержують трохи більше півтора кілограма урану. Місця видобутку урану нерадіоактивні.

У чистому вигляді ця речовина мало небезпечна для людини, набагато більшу небезпеку є радіоактивний безбарвний газ радон, який утворюється при природному розпаді урану.

Підготовка урану

У вигляді руди уран АЕС не використовують, руда не входить у реакцію. Для використання урану на АЕС сировина переробляється на порошок – закис окис урану, а вже після вона стає урановим паливом.

Урановий порошок перетворюється на металеві «таблетки», - він пресується у невеликі акуратні колбочки, які обпалюються протягом доби при температурах більше 1500 градусів за Цельсієм.

Саме ці уранові пігулки і надходять у ядерні реактори, де починають взаємодіяти один з одним і, зрештою, дають людям електроенергію.

В одному ядерному реакторі одночасно працюють близько 10 мільйонів уранових пігулок.

Перед розміщенням уранових пігулок в реакторі вони поміщаються в металеві трубки з цирконієвих сплавів - ТВЕли, трубки з'єднуються між собою в пучки і утворюють ТВС - тепловиділяючі зборки.

Саме ТВС називають паливом АЕС.

Як відбувається переробка палива АЕС

Через рік використання урану в ядерних реакторах необхідно проводити його заміну.

Паливні елементи остуджують протягом декількох років і відправляють на рубку та розчинення.

В результаті хімічної екстракції виділяються уран та плутоній, які йдуть на повторне використання, з них роблять свіже ядерне паливо.

Продукти розпаду урану та плутонію спрямовуються на виготовлення джерел іонізуючих випромінювань, їх використовують у медицині та промисловості.

Все, що залишається після цих маніпуляцій, вирушає в піч для розігріву, із цієї маси вариться скло, таке скло знаходиться у спеціальних сховищах.

З залишків виготовляють скло для масового застосування, скло використовується для зберігання радіоактивних речовин.

Зі скла складно виділити залишки радіоактивних елементів, які можуть зашкодити навколишньому середовищу. Нещодавно з'явився новий спосіб утилізації радіоактивних відходів.

Швидкі ядерні реактори чи реактори на швидких нейтронах, що працюють на перероблених залишках ядерного палива.

За підрахунками вчених, залишки ядерного палива, які сьогодні зберігаються у сховищах, здатні на 200 років забезпечити паливом реактори на швидких нейтронах.

Крім цього, нові швидкі реактори можуть працювати на урановому паливі, яке виготовляється з 238 урану, ця речовина не використовується у звичних атомних станціях, т.к. Сьогоднішнім АЕС простіше переробляти 235 та 233 урани, якого в природі залишилося небагато.

Таким чином, нові реактори – це можливість використовувати величезні поклади 238 урану, які до цього не застосовувалися.

Принцип роботи АЕС

Принцип роботи атомної електростанції на двоконтурному водо-водяному енергетичному реакторі (ВВЕР).

Енергія, що виділяється в активній зоні реактора, передається теплоносія першого контуру.

На виході з турбін, пара надходить у конденсатор, де охолоджується великою кількістю води, що надходить із водосховища.

Компенсатор тиску є досить складною і громіздкою конструкцією, яка служить для вирівнювання коливань тиску в контурі під час роботи реактора, що виникають за рахунок теплового розширення теплоносія. Тиск у 1-му контурі може сягати 160 атмосфер (ВВЕР-1000).

Крім води, в різних реакторах як теплоносій може застосовуватися також розплавлений натрій або газ.

Використання натрію дозволяє спростити конструкцію оболонки активної зони реактора (на відміну від водяного контуру, тиск у натрієвому контурі не перевищує атмосферне), позбутися компенсатора тиску, але створює труднощі, пов'язані з підвищеною хімічною активністю цього металу.

Загальна кількість контурів може змінюватися для різних реакторів, схема на рисунку наведена для реакторів типу ВВЕР (Водо-Водяний Енергетичний Реактор).

Реактори типу РБМК (Реактор Великої Потужності Канального типу) використовує один водяний контур, а реактори БН (реактор на Швидких Нейтронах) - два натрієві та один водяний контури.

У разі неможливості використання великої кількості води для конденсації пари замість використання водосховища вода може охолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях), які завдяки своїм розмірам зазвичай є найпомітнішою частиною атомної електростанції.

Улаштування ядерного реактора

У ядерному реакторі використовується процес поділу ядер, при якому важке ядро ​​розпадається на два дрібніші фрагменти.

Ці уламки перебувають у дуже збудженому стані і випромінюють нейтрони, інші субатомні частинки та фотони.

Нейтрони можуть викликати нові поділки, у яких їх випромінюється ще більше, тощо.

Такий безперервний ряд розщеплень, що самопідтримується, називається ланцюговою реакцією.

При цьому виділяється велика кількість енергії, виробництво якої є метою використання АЕС.

Принцип роботи ядерного реактора та атомної електростанції такий, що близько 85% енергії розщеплення вивільняється протягом дуже короткого проміжку часу після початку реакції.

Решта виробляється в результаті радіоактивного розпаду продуктів розподілу, після того, як вони випромінювали нейтрони.

Радіоактивний розпад є процесом, у якому атом досягає стабільнішого стану. Він продовжується і після завершення поділу.

Основні елементи ядерного реактора

• Ядерне паливо: збагачений уран, ізотопи урану та плутонію. Найчастіше використовується уран 235;
• Теплоносій для виведення енергії, що утворюється під час роботи реактора: вода, рідкий натрій та ін.;
• Регулюючі стрижні;
• Уповільнювач нейтронів;
• Оболонка для захисту від випромінювання.

Принцип дії ядерного реактора

В активній зоні реактора розташовуються тепловиділяючі елементи (ТВЕЛ) - ядерне паливо.

Вони зібрані в касети, що включають кілька десятків ТВЕЛов. Каналами через кожну касету протікає теплоносій.

ТВЕЛи регулюють потужність реактора. Ядерна реакція можлива лише за певної (критичної) маси паливного стрижня.

Маса кожного стрижня окремо нижче критичної. Реакція починається, коли всі стрижні перебувають у активній зоні. Занурюючи та виймаючи паливні стрижні, реакцією можна керувати.

Отже, при перевищенні критичної маси паливні радіоактивні елементи викидають нейтрони, які стикаються з атомами.

В результаті утворюється нестабільний ізотоп, який відразу розпадається, виділяючи енергію, у вигляді гама випромінювання і тепла.

Частинки, зіштовхуючись, повідомляють кінетичну енергію одне одному, і кількість розпадів у геометричній прогресії збільшується.

Це і є ланцюгова реакція – принцип роботи ядерного реактора. Без управління вона відбувається блискавично, що призводить до вибуху. Але в ядерному реакторі процес перебуває під контролем.

Таким чином, в активній зоні виділяється теплова енергія, яка передається воді, що омиває цю зону (перший контур).

Тут температура води становить 250-300 градусів. Далі вода віддає тепло другому контуру, потім – на лопатки турбін, що виробляють енергію.

Перетворення ядерної енергії на електричну можна представити схематично:

• Внутрішня енергія уранового ядра
• Кінетична енергія осколків ядер, що розпалися, і нейтронів, що звільнилися.
• Внутрішня енергія води та пари
• Кінетична енергія води та пари
• Кінетична енергія роторів турбіни та генератора
• Електрична енергія

Активна зона реактора складається із сотень касет, об'єднаних металевою оболонкою. Ця оболонка грає також роль відбивача нейтронів.

Серед касет вставлені керуючі стрижні для регулювання швидкості реакції та стрижні аварійного захисту реактора.

Атомна станція теплопостачання

Перші проекти таких станцій були розроблені ще в 70-ті роки XXстоліття, але через економічних потрясінь і жорсткого протидії громадськості, що настали в кінці 80-х років, до кінця жоден з них реалізований не був.

Виняток становлять Білибінська АЕС невеликої потужності, вона забезпечує теплом та електрикою селище Білібіне у Заполяр'ї (10 тис. жителів) та місцеві гірничодобувні підприємства, а також оборонні реактори (вони займаються виробництвом плутонію):

• Сибірська АЕС, що постачає тепло Сіверськ і Томськ.
• Реактор АДЕ-2 на Красноярському гірничо-хімічному комбінаті, з 1964 р. постачає теплову та електричну енергію для міста Желєзногорська.

На момент кризи було розпочато будівництво кількох АСТ на базі реакторів, аналогічних ВВЕР-1000:

• Воронезька АСТ
• Горьківська АСТ
• Іванівська АСТ (тільки планувалася)

Будівництво цих АСТ було зупинено у другій половині 1980-х або на початку 1990-х років.

У 2006 році концерн «Росенергоатом» планував побудувати плавучу АСТ для Архангельська, Певека та інших заполярних міст на базі реакторної установки КЛТ-40, що використовується на атомних криголамах.

Є проект будівництва необслуговуваної АСТ на базі реактора «Олена» та пересувний (залізничним транспортом) реакторної установки «Ангстрем»

Недоліки та переваги АЕС

Будь-який інженерний проект має свої позитивні та негативні сторони.

Позитивні сторони атомних станцій:

• Відсутність шкідливих викидів;
• Викиди радіоактивних речовин у кілька разів менші за вугільну ел. станції аналогічної потужності (золокутних ТЕС містить відсоток урану і торію, достатній для їх вигідного вилучення);
• Невеликий обсяг палива, що використовується, і можливість його повторного використання після переробки;
• Висока потужність: 1000-1600 МВт на енергоблок;
• Низька собівартість енергії, особливо теплова.

Негативні сторони атомних станцій:

• Опромінене паливо небезпечне, вимагає складних та дорогих заходів для переробки та зберігання;
• Небажаний режим роботи зі змінною потужністю для реакторів, що працюють на теплових нейтронах;
• Наслідки можливого інциденту дуже важкі, хоча його ймовірність досить низька;
• Великі капітальні вкладення, як питомі, на 1 МВт встановленої потужності для блоків потужністю менше 700-800 МВт, і загальні, необхідні будівництва станції, її інфраструктури, і навіть у разі можливої ​​ліквідації.

Наукові розробки у сфері атомної енергетики

Звичайно, є недоліки і побоювання, але при цьому атомна енергія є найперспективнішою.

Альтернативні методи отримання енергії, рахунок енергії припливів, вітру, Сонця, геотермальних джерел та інших. нині мають високий рівень отримуваної енергії, та її низькою концентрацією.

Необхідні види отримання енергії мають індивідуальні ризики для екології та туризму, наприклад виробництво фотоелектричних елементів, яке забруднює навколишнє середовище, небезпека вітряних станцій для птахів, зміна динаміки хвиль.

Вчені розробляють міжнародні проекти ядерних реакторів нового покоління, наприклад, ГТ-МГР, які дозволять підвищити безпеку та збільшити ККД АЕС.

Росія розпочала будівництво першої у світі плаваючої АЕС, вона дозволяє вирішити проблему нестачі енергії у віддалених прибережних районах країни.

США та Японія ведуть розробки міні-АЕС, з потужністю близько 10-20 МВт для цілей тепло та електропостачання окремих виробництв, житлових комплексів, а в перспективі – і індивідуальних будинків.

Зменшення потужності установки передбачає зростання масштабів виробництва. Малогабаритні реактори створюються з використанням безпечних технологій, що багаторазово зменшують можливість витоку ядерної речовини.

Виробництво водню

Урядом США прийнято Атомну водневу ініціативу. Спільно з Південною Кореєю ведуться роботи зі створення атомних реакторів нового покоління, здатних виробляти у великій кількості водень.

INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозує, що один енергоблок атомної електростанції наступного покоління буде виробляти щодня водень, еквівалентний 750 000 літрів бензину.

Фінансуються дослідження можливостей виробництва водню на атомних електростанціях.

Термоядерна енергетика

Ще цікавішою, хоч і щодо віддаленої перспективою виглядає використання енергії ядерного синтезу.

Термоядерні реактори, за розрахунками, споживатимуть менше палива на одиницю енергії, і як саме це паливо (дейтерій, літій, гелій-3), так і продукти їхнього синтезу нерадіоактивні і, отже, екологічно безпечні.

В даний час за участю Росії на півдні Франції ведеться будівництво міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER.

Що таке ККД

Коефіцієнт корисної дії (ККД) - характеристика ефективності системи чи пристрою щодо перетворення чи передачі енергії.

Визначається ставленням корисно використаної енергії до сумарної кількості енергії, отриманої системою. ККД є безрозмірною величиною і часто вимірюється у відсотках.

ККД атомної електростанції

Найбільш високий ККД (92-95%) – перевага гідроелектростанцій. Там генерується 14% світової електро потужності.

Однак, цей тип станцій найбільш вимогливий до місця зведення і, як показала практика, дуже чутливий до дотримання правил експлуатації.

Приклад подій на Саяно-Шушенской ГЕС показав, яких трагічним наслідків може призвести нехтування правилами експлуатації прагненні знизити експлуатаційні витрати.

Високим ККД (80%) мають АЕС. Їхня частка у світовому виробництві електроенергії становить 22%.

Але АЕС вимагають підвищеної уваги до проблеми безпеки як на стадії проектування, так і при будівництві та під час експлуатації.

Найменші відступи від суворих регламентів забезпечення безпеки для АЕС, загрожують фатальними наслідками для всього людства.

Окрім безпосередньої небезпеки у разі аварії, використання АЕС супроводжується проблемами безпеки, пов'язаними з утилізацією чи похованням відпрацьованого ядерного палива.

ККД теплових електростанцій вбирається у 34%, ними виробляється до шістдесяти відсотків світової електроенергії.

Крім електроенергії на теплових електростанціях виробляється теплова енергія, яка у вигляді гарячої пари або гарячої води може передаватися споживачам на відстань 20-25 кілометрів. Такі станції називають ТЕЦ (тепло електроцентраль).

ТЕС і ТЕЦ не дорогі у будівництві, але якщо не буде вжито спеціальних заходів, вони несприятливо впливають на навколишнє середовище.

Несприятливий вплив на довкілля залежить від цього, яке паливо застосовується у теплових агрегатах.

Найбільш шкідливі продукти згоряння вугілля та важких нафтопродуктів, природний газ менш агресивний.

ТЕС є основними джерелами електроенергії біля Росії, навіть більшості країн Європи.

Проте є винятки, наприклад, у Норвегії електроенергія виробляється в основному на ГЕС, а у Франції 70% електроенергії генерується на атомних станціях.

Перша електростанція у світі

Найперша центральна електростанція, The Pearl Street, була здана в експлуатацію 4 вересня 1882 року в Нью-Йорку.

Станція була побудована за підтримки Edison Illuminating Company, яку очолював Томас Едісон.

На ній було встановлено кілька генераторів Едісона загальною потужністю понад 500 кВт.

Станція постачала електроенергією цілий район Нью-Йорка площею близько 2,5 квадратних кілометрів.

Станція згоріла вщент в 1890 році, збереглася тільки одна динамо-машина, яка зараз знаходиться в музеї Greenfield Village, Мічиган.

30 вересня 1882 року запрацювала перша гідроелектростанція the Vulcan Street у штаті Вісконсін. Автором проекту був Г.Д. Роджерс, голова компанії Appleton Paper & Pulp.

На станції було встановлено генератор потужністю приблизно 12.5 кВт. Електрики вистачало на будинок Роджерса та на дві його паперові фабрики.

Електростанція Gloucester Road. Брайтон був одним з перших міст у Великій Британії з безперервним електропостачанням.

В 1882 Роберт Хаммонд заснував компанію Hammond Electric Light, а 27 лютого 1882 він відкрив електростанцію Gloucester Road.

Станція складалася з динамо щітки, яка використовувалася, щоб привести в дію шістнадцять дугових ламп.

В 1885 електростанція Gloucester була куплена компанією Brighton Electric Light. Пізніше на цій території була побудована нова станція, що складається з трьох динамо щіток з 40 лампами.

Електростанція Зимового палацу

У 1886 році в одному із внутрішніх дворів Нового Ермітажу було збудовано електростанцію.

Електростанція була найбільшою у всій Європі, не тільки на момент побудови, але й протягом наступних 15 років.

Раніше для освітлення Зимового палацу використовувалися свічки, з 1861 почали використовувати газові світильники. Оскільки електролампи мали більшу перевагу, було розпочато розробки з впровадження електроосвітлення.

Перш ніж будівля була повністю переведена на електрику, освітлення за допомогою ламп використовували для освітлення палацових зал під час різдвяних та новорічних свят 1885 року.

9 листопада 1885 року проект будівництва «фабрики електрики» був схвалений імператором Олександром III. Проект включав електрифікацію Зимового палацу, будівель Ермітажу, дворової та прилеглої території протягом трьох років до 1888 року.

Була потреба виключити можливість вібрації будівлі від роботи парових машин, розміщення електростанції передбачили в окремому павільйоні зі скла та металу. Його розмістили у другому дворі Ермітажу, відтоді званому «Електричним».

Як виглядала станція

Будівля станції займала площу 630 м², складалася з машинного відділення з 6 котлами, 4 паровими машинами та 2 локомобілями та приміщення з 36 електричними динамо-машинами. Загальна потужність досягала 445 л.

Першими висвітлили частину парадних приміщень:

• Аванзал
• Петрівська зала
• Великий фельдмаршальський зал
• Гербова зала
• Георгіївський зал

Було запропоновано три режими освітлення:

• повне (святкове) включати п'ять разів на рік (4888 ламп розжарювання та 10 свічок Яблочкова);
• робоче – 230 ламп розжарювання;
• чергове (нічне) – 304 лампи розжарювання.
  Станція споживала близько 30 тис. пудів (520 т) на рік.

Великі ТЕС, АЕС та ГЕС Росії

Найбільші електростанції Росії у федеральних округах:

Центральний:

• Костромська ДРЕС, що працює на мазуті;
• Рязанська станція, основним паливом для якої є вугілля;
• Конаковська, яка може працювати на газі та мазуті;

Уральський:

• Сургутська 1 і Сургутська 2. Станції, які є одними з найбільших електростанцій РФ. Обидві вони працюють на природному газі;
• Рефтинська, що функціонує на вугіллі і є однією з найбільших електростанцій на Уралі;
• Троїцька, яка також працює на вугіллі;
• Іріклінська, головним джерелом палива для якої є мазут;

Приволзький:

• Заїнська ДРЕС, що працює на мазуті;

Сибірський ФО:

• Назаровська ДРЕС, що споживає як паливо мазут;

Південний:

• Ставропольська, яка також може працювати на суміщеному паливі у вигляді газу та мазуту;

Північно-Західний:

• Кірішська на мазуті.

Список електростанцій Росії, що виробляють енергію за допомогою води, розташовані на території Ангаро-Єнісейського каскаду:

Єнісей:

• Саяно-Шушенська
• Красноярська ГЕС;

Ангара:

• Іркутська
• Братська
• Усть-Ілімська.

Атомні електростанції Росії

Балаківська АЕС

Розташована поруч із містом Балаково, Саратовської області, на лівому березі Саратовського водосховища. Складається з чотирьох блоків ВВЕР-1000, введених в експлуатацію у 1985, 1987, 1988 та 1993 роках.

Білоярська АЕС

Розташована у місті Зарічний, у Свердловській області, друга промислова атомна станція країни (після Сибірської).

На станції було споруджено чотири енергоблоки: два з реакторами на теплових нейтронах і два з реакторами на швидких нейтронах.

В даний час діючими енергоблоками є 3-й та 4-й енергоблоки з реакторами БН-600 та БН-800 електричною потужністю 600 МВт та 880 МВт відповідно.

БН-600 зданий в експлуатацію у квітні 1980 – перший у світі енергоблок промислового масштабу з реактором на швидких нейтронах.

БН-800 зданий у промислову експлуатацію у листопаді 2016 р. Він також є найбільшим у світі енергоблоком із реактором на швидких нейтронах.

Білібінська АЕС

Розташована поруч із містом Білібіно Чукотського автономного округу. Складається з чотирьох блоків ЕГП-6 потужністю по 12 МВт, введених в експлуатацію в 1974 (два блоки), 1975 та 1976 роках.

Виробляє електричну та теплову енергію.

Калінінська АЕС

Розташована на півночі Тверської області, на південному березі озера Удомля та біля однойменного міста.

Складається з чотирьох енергоблоків, з реакторами типу ВВЕР-1000, електричною потужністю 1000 МВт, які були введені в експлуатацію у 1984, 1986, 2004 та 2011 роках.

4 червня 2006 року було підписано угоду про будівництво четвертого енергоблоку, який ввели до ладу у 2011 році.

Кольська АЕС

Розташована поруч із містом Полярні Зорі Мурманської області, на березі озера Імандра.

Складається з чотирьох блоків ВВЕР-440, введених в експлуатацію у 1973, 1974, 1981 та 1984 роках.
Потужність станції – 1760 МВт.

Курська АЕС

Одна з чотирьох найбільших у Росії АЕС однаковою потужністю по 4000 МВт.

Розташована поряд з містом Курчат Курської області, на березі річки Сейм.

Складається з чотирьох блоків РБМК-1000, введених в експлуатацію у 1976, 1979, 1983 та 1985 роках.

Потужність станції – 4000 МВт.

Ленінградська АЕС

Одна з чотирьох найбільших у Росії АЕС однаковою потужністю по 4000 МВт.

Розташована поруч із містом Сосновий Бір Ленінградської області, на узбережжі Фінської затоки.

Складається з чотирьох блоків РБМК-1000, введених в експлуатацію у 1973, 1975, 1979 та 1981 роках.

Потужність станції – 4 ГВт. У 2007 році вироблення склало 24,635 млрд кВт год.

Нововоронезька АЕС

Розташована у Воронезькій області поряд із містом Вороніж, на лівому березі річки Дон. Складається із двох блоків ВВЕР.

На 85% забезпечує Воронезьку область електричною енергією, на 50% забезпечує місто Нововоронеж теплом.

Потужність станції (без урахування) - 1440 МВт.

Ростовська АЕС

Розташована у Ростовській області біля міста Волгодонськ. Електрична потужність першого енергоблока становить 1000 МВт, у 2010 році підключено до мережі другий енергоблок станції.

У 2001-2010 роках станція мала назву «Волгодонська АЕС», з пуском другого енергоблоку АЕС станція була офіційно перейменована на Ростовську АЕС.

У 2008 році АЕС виробила 8,12 млрд кВт-година електроенергії. Коефіцієнт використання встановленої потужності (КІУМ) становив 92,45%. З моменту пуску (2001) виробила понад 60 млрд кВт-годину електроенергії.

Смоленська АЕС

Розташована поруч із містом Десногорськ Смоленської області. Станція складається з трьох енергоблоків, з реакторами типу РБМК-1000, які введені в експлуатацію у 1982, 1985 та 1990 роках.

До складу кожного енергоблоку входять: один реактор тепловою потужністю 3200 МВт та два турбогенератори електричною потужністю по 500 МВт кожен.

Атомні електростанції США

АЕС Шиппінгпорт з номінальною потужністю 60 МВт відкрита в 1958 році в штаті Пенсільванія. Після 1965 року сталася інтенсивна споруда атомних електростанцій по всій території Штатів.

Основна частина атомних станцій Америки була споруджена надалі після 1965 року 15 років, до настання першої серйозної аварії на АЕС планети.

Якщо як перша аварія згадується аварія на Чорнобильській АЕС, то це не так.

Причиною аварії стали порушення в системі охолодження реактора та численні помилки обслуговуючого персоналу. Через війну розплавилося ядерне паливо. На усунення наслідків аварії пішло близько мільярда доларів, процес ліквідації зайняв 14 років.

Після аварії уряд Сполучених Штатів відкоригував умови безпеки функціонування всіх АЕС у державі.

Це, відповідно, призвело до продовження періоду будівництва та значного подорожчання об'єктів «мирного атома». Такі зміни загальмували розвиток загальної промисловості США.

Наприкінці двадцятого століття у Сполучених Штатах було104 працюючих реактори. На сьогоднішній день США займають перше місце на землі за кількістю ядерних реакторів.

З початку 21 століття в Америці було зупинено чотири реактори у 2013 році, і розпочато будівництво ще чотирьох.

Фактично на сьогоднішній момент у США функціонує 100 реакторів на 62 атомних електростанціях, якими виробляється 20% усієї енергії в державі.

Останній споруджений реактор у США було введено в експлуатацію у 1996 році на електростанції Уотс-Бар.

Влада США в 2001 році прийняла нове керівництво з енергетичної політики. До неї внесено вектор розвитку атомної енергетики, за допомогою розробки нових видів реакторів, з найбільш відповідним коефіцієнтом економності, нових варіантів переробки ядерного палива, що відслужило.

У планах до 2020 року було спорудження кількох десятків нових атомних реакторів, сукупною потужністю 50 000 МВт. Крім того, досягти підвищення потужності вже наявних АЕС приблизно на 10 000 МВт.

США - лідер за кількістю атомних станцій у світі

Завдяки впровадженню даної програми, в Америці у 2013 році було розпочато будівництво чотирьох нових реакторів – два з яких на АЕС Вогтль, а два інших – на Ві-Сі Саммер.

Ці чотири реактори новітнього зразка – АР-1000, виробництва Westinghouse.

Атомні електростанції являють собою ядерні установки, що виробляють енергію, дотримуючись при цьому заданих режимів за певних умов. Для цих цілей використовується певна проектом територія, де для виконання поставлених завдань використовують ядерні реактори у комплексі з необхідними системами, пристроями, обладнанням та спорудами. До виконання цільових завдань залучається спеціалізований персонал.

Усі атомні електростанції Росії

Історія атомної енергетики у нас у країні та за кордоном

Друга половина 40-х рр.., Ознаменувалася початком робіт зі створення першого проекту, що передбачає використання мирного атома для генерації електроенергії. У 1948 році, І.В. Курчатов, керуючись завданням партії та радянського уряду, вніс пропозицію про початок робіт із практичного використання атомної енергії, на розвиток електроенергії.

Через два роки, в 1950 р., недалеко від селища Обнінське, розташованого в Калузької області, був стартований будівництво першої на планеті АЕС. Запуск першої у світі промислової атомної електростанції, потужність якої становила 5МВт, відбувся 27.06.1954р. Радянський Союз став першою у світі державою, якій вдалося застосувати атом у мирних цілях. Станція була відкрита в статусі міста, Обнінську.

Але радянські вчені не зупинилися на досягнутому, ними були продовжені роботи у цьому напрямі, зокрема лише через чотири роки у 1958 р., було розпочато експлуатацію першої черги Сибірської АЕС. Її потужність у рази перевищувала станцію в Обнінську та становила 100МВт. Але для вітчизняних учених і це, не було межею, після завершення всіх робіт, проектна потужність станції склала 600МВт.

На просторах Радянського Союзу, будівництво АЕС, набуло на той час масових масштабів. У тому ж році було розгорнуто будівництво Білоярської АЕС, перша черга якої вже в квітні 1964 року забезпечила першим споживачів. Географія будівництва атомних станцій, обплутала своєю мережею всю країну, цього ж року запустили перший блок АЕС у Воронежі, його потужність дорівнювала 210МВт, другий блок запущений через п'ять років у 1969 році, міг похвалитися потужністю в 365МВт. бум будівництва АЕС, не стихав упродовж усієї радянської епохи. Нові станції, або додаткові блоки вже збудованих, запускалися з періодичністю кілька років. Так, вже 1973 року, власну АЕС, отримав Ленінград.

Однак Радянська держава не була єдиною у світі, кому було під силу освоювати такі проекти. У Великій Британії, також дрімали і, розуміючи перспективність цього напряму, активно вивчали це питання. Через два роки, поле відкриття станції в Обнінську, англійці запустили власний проект з освоєння мирного атома. У 1956 р. містечку Колдер - Холл британцями була запущена своя станція, потужність якої перевищувала радянський аналог і становила 46МВт. Не відставали і на іншому березі Атлантики, через рік американці урочисто запустили в експлуатацію станцію в Шиппінгпорті. Потужність об'єкта становила 60МВт.

Проте освоєння мирного атома таїло у собі приховані загрози, про які невдовзі дізнався весь світ. Першою ластівкою стала велика аварія в Три - Майл - Айленд, що відбулася в 1979 р., ну а слідом за нею сталася катастрофа, що вразила весь світ, в Радянському Союзі, в невеликому місті Чорнобилі сталася великомасштабна катастрофа, це сталося в 1986 році. Наслідки трагедії були непоправними, але крім цього, цей факт, змусив замислитися весь світ про доцільність використання ядерної енергії у мирних цілях.

Світові світила у цій галузі, серйозно замислилися підвищення безпеки ядерних об'єктів. Підсумком стало проведення установчої асамблеї, яка була організована 15.05.1989 р. у радянській столиці. На асамблеї ухвалили рішення про створення Світової асоціації, до якої мають увійти всі оператори атомних електростанцій, її загальновизнаною абревіатурою є WANO. У ході реалізації своїх програм організація планомірно стежить за підвищенням рівня безпеки атомних станцій у світі. Однак, незважаючи на всі докладені зусилля, навіть найсучасніші і на перший погляд об'єкти, що здаються безпечними, не витримують натиску стихій. Саме через ендогенну катастрофу, яка проявилася у формі землетрусу і цунамі, що послідувало за ним, у 2011 році сталася аварія на станції Фукусіма – 1.

Атомний блекаут

Класифікація АЕС

Атомні станції класифікуються за двома ознаками, видом енергії яку вони випускають і за типом реакторів. Залежно від типу реактора визначається кількість енергії, що виробляється, рівень безпеки, а також те, яка саме сировина застосовується на станції.

За типом енергії, яку виробляють станції, вони поділяються на два види:

Їхньою основною функцією є вироблення електричної енергії.

Атомні теплоелектростанції.За рахунок встановлених теплофікаційних установок, що використовують теплові втрати, які неминучі на станції, стає можливий нагрівання мережної води. Таким чином, дані станції, крім електроенергії, виробляють теплову енергію.

Дослідивши безліч варіантів, вчені дійшли висновку, що найбільш раціональними є три їх різновиди, які в даний час і застосовуються у всьому світі. Вони відрізняються за низкою ознак:

1. Використовуване паливо;
2. Теплоносії, що застосовуються;
3. активні зони, що експлуатуються для підтримки необхідної температури;
4. Тип уповільнювачів, що визначає зниження швидкості нейтронів, що виділяються при розпаді і так необхідні для підтримки ланцюгової реакції.

Найпоширенішим типом є реактор, що використовує як паливо збагачений уран. Як теплоносій і сповільнювач тут використовується звичайна або легка вода. Такі реактори називають легководними, їх відомо два різновиди. У першому пар служить для обертання турбін, утворюється в активній зоні, званої киплячим реактором. У другому, утворення пари відбувається у зовнішньому контурі, який пов'язаний з першим контуром за допомогою теплообмінників та парогенераторів. Цей реактор почали розробляти в п'ятдесятих роках минулого століття, основою для них були армійські програми США. Паралельно, приблизно в ці ж терміни, у Союзі розробили киплячий реактор, як сповільнювач у якого виступав графітовий стрижень.

Саме тип реактора з уповільнювачем даного типу знайшов застосування практично. Йдеться про газоохолодний реактор. Його історія почалася наприкінці сорокових, на початку п'ятдесятих років XX століття, спочатку розробки даного типу використовувалися при виробництві ядерної зброї. У зв'язку з цим для нього підходять два види палива, це збройовий плутоній і природний уран.

Останнім проектом, який супроводжував комерційний успіх, став реактор, де як теплоносій застосовується важка вода, як паливо використовується вже добре нам знайомий природний уран. Спочатку такі реактори проектували кілька країн, але в результаті їх виробництво зосередилося в Канаді, чому є причиною наявність у цій країні масових покладів урану.

Торієві АЕС – енергетика майбутнього?

Історія вдосконалення типів ядерних реакторів

Реактор першої планети АЕС, був дуже розумну і життєздатну конструкцію, що було доведено під час багаторічної і бездоганної роботи станції. Серед його складових елементів виділяли:

1. бічний водний захист;
2. кожух кладки;
3. верхнє перекриття;
4. збірний колектор;
5. паливний канал;
6. верхню плиту;
7. графітову кладку;
8. нижню плиту;
9. розподільний колектор.

Основним конструкційним матеріалом для оболонок ТВЕЛ і технологічних каналів була обрана нержавіюча сталь, на той момент, не було відомо про цирконієві сплави, які могли б підходити за властивостями для роботи з температурою 300°С. Охолодження такого реактора здійснювалося водою, при цьому тиск під яким вона подавалась, становило 100ат. При цьому виділялася пара з температурою 280 ° С, що є цілком помірним параметром.

Канали ядерного реактора були сконструйовані таким чином, щоб була можливість повністю їх замінити. Це з обмеженням ресурсу, що з часом перебування палива у зоні активності. Конструктори не знайшли підстав розраховувати на те, що конструкційні матеріали, розташовані в зоні активності під опроміненням, зможуть виробити весь свій ресурс, а саме близько 30 років.

Щодо конструкції ТВЕЛ, то було вирішено прийняти трубчастий варіант з одностороннім механізмом охолодження

Це зменшувало ймовірність того, що продукти розподілу потраплять у контур у разі пошкодження ТВЕЛ. Для регулювання температури оболонки ТВЕЛ, застосували паливну композицію ураномолібденового сплаву, який мав вигляд крупки, диспергованої за допомогою тепловодної матриці. Оброблене таким чином ядерне пальне дозволило отримати високонадійні ТВЕЛ. які були здатні працювати за високих теплових навантажень.

Прикладом наступного витка розвитку мирних ядерних технологій може бути сумнозвісна Чорнобильська АЕС. На той момент технології, застосовані при її будівництві, вважалися найбільш передовими, а тип реактора найсучаснішим у світі. Йдеться реакторі РБМК – 1000.

Теплова потужність одного такого реактора досягала 3200МВт, при цьому він має в своєму розпорядженні два турбогенератори, електрична потужність яких, досягає 500МВт, таким чином, один енергоблок має електричну потужність 1000МВт. Як паливо для РБМК використовувався збагачений двоокис урану. У вихідному стані перед початком процесу одна тонна такого палива містить близько 20кг пального, а саме урану – 235. При стаціонарному завантаженні двоокису урану в реактор маса речовини становить 180т.

Але процес завантаження не є навалом, в реактор поміщають тепловиділяючі елементи, вже добре нам відомі ТВЕЛ. По суті вони є трубками, для створення яких застосований цирконієвий сплав. Як вміст, в них містяться таблетки двоокису урану, що мають циліндричну форму. У зоні активності реактора їх поміщають у тепловиділяючі зборки, кожна з яких поєднує 18 ТВЕЛ.

Таких збірок у подібному реакторі налічується до 1700 штук, і розміщуються вони у графітовій кладці, де спеціально для цих цілей сконструйовано технологічні канали вертикальної форми. Саме в них відбувається циркуляція теплоносія, роль якого в РМБК виконує вода. Вир води відбувається при впливі циркуляційних насосів, яких налічується вісім штук. Реактор знаходиться всередині шахти, а графічна кладка знаходиться в циліндричному корпусі завтовшки 30мм. Опорою всього апарату є бетонна основа, під якою знаходиться басейн – барботер, який служить для локалізації аварії.

Третє покоління реакторів використовує важку воду

Основним елементом якої є дейтерій. Найбільш поширена конструкція називається CANDU, вона була розроблена в Канаді і широко застосовується по всьому світу. Ядро таких реакторів знаходиться в горизонтальному положенні, а роль нагрівальної камери відіграють резервуари циліндричної форми. Паливний канал тягнеться через всю нагрівальну камеру, кожен з таких каналів, має дві концентричні трубки. Існують зовнішня та внутрішня трубки.

У внутрішній трубці паливо знаходиться під тиском теплоносія, що дозволяє додатково заправляти реактор в процесі роботи. Тяжка вода з формулою D20 використовується як сповільнювач. У ході замкненого циклу відбувається прокачування води трубами реактора, що містить пучки палива. Внаслідок ядерного поділу виділяється тепло.

Цикл охолодження при використанні важкої води полягає в проходженні через парогенератори, де від тепла, що виділяється важкою водою, закипає звичайна вода, в результаті чого, утворюється пара, що виходить під високим тиском. Він розподіляється назад у реактор, у результаті виникає замкнутий цикл охолодження.

Саме таким шляхом, відбувалося покрокове вдосконалення типів ядерних реакторів, які використовувалися й у різних країнах світу.