«активное освоение удалённых территорий»: какие преимущества имеют российские плавучие атомные электростанции

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов: Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство. Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения – контейнмента. 

В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.

Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик — ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). 

Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) —  ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). 

Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях  предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 – такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. 

Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 – был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок. 

ВВЭР-1200 также используется на площадке Ленинградской АЭС-2 (энергоблок №5 ЛАЭС уже построен) и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.

Справочно:

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. 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 (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже – Федеративная республика Германия).

«Широко востребованы во всём мире»

Как считают опрошенные RT эксперты, использование ПАТЭС позволит России эффективнее осваивать огромные арктические пространства, где вопрос электрогенерации и обогрева стоит необычайно остро. Как правило, в удалённых районах Арктики используются мобильные дизельные электростанции, работоспособность которых напрямую зависит от количества топлива.

«Эксплуатация «Академика Ломоносова» имеет огромное значение для экономического освоения Заполярья и других удалённых регионов России, где фактически отсутствует инфраструктура, пригодная для комфортной хозяйственной деятельности», — заявил RT директор Института национальной энергетики Сергей Правосудов.

Также по теме

Российские учёные открыли новую арктическую исследовательскую станцию

Учёные Московского государственного университета имени М.В. Ломоносова (МГУ) совместно с коллегами из Научного центра изучения Арктики…

По мнению эксперта, в перспективе Россия сможет экспортировать ПАТЭС. Наибольшую потребность в плавучих АЭС, помимо различных островных территорий, испытывает Африка. На Чёрном континенте интенсивно развивается добыча природных ресурсов при отсутствии развитой инфраструктуры, рассуждает Правосудов.

В беседе с RT эксперт по ядерной энергетике, президент Фонда научных исследований и развития гражданских инициатив «Основание» Алексей Анпилогов отметил, что строительство ПАТЭС в перспективе позволит решить множество проблем, с которыми сталкиваются хозяйствующие субъекты и население, проживающее в Арктике и других удалённых регионах.

«Энергия, которую производят плавучие атомные станции, достаточно дорогая. Но если рядом с населённым пунктом или предприятием нет газового или угольного месторождения, то другого стабильного источника энергии в Заполярье, на островах и удалённых территориях не найти. Например, в Якутии для обеспечения добычи золота используются дизель-генераторы. Естественно, что доставка и закупка этого топлива обходится также недёшево», — констатировал Анпилогов.

  • Строительство «Академика Ломоносова»
  • РИА Новости

По мнению аналитика, ПАТЭС «однозначно выигрывает» у дизельных электростанций, которые часто используются не только в Арктике, но и в южных странах, лишённых энергоресурсов. Кроме того, утилизация плавучих АЭС не потребует больших финансовых расходов.

«Когда мы говорим про атомную энергетику, необходимо смотреть на десятилетия вперёд. Сейчас из эксплуатации выводится Билибинская АЭС. Утилизация отработанного на этой АЭС ядерного топлива потребует столько денег, что можно построить новую станцию. Поэтому в северных широтах целесообразно использовать плавучие энергоблоки. Как только они отработают своё — их отбуксируют в Мурманск, где есть необходимые для утилизации мощности», — пояснил Анпилогов.

По оценке эксперта, «Академик Ломоносов» способен решить вопрос энергоснабжения всего Чукотского автономного округа и будет способствовать экономическому развитию региона. Также Анпилогов ожидает строительства новых атомных платформ в 2020-е годы.

«ПАТЭС могут быть широко востребованы во всём мире. Я думаю, что в среднесрочной перспективе в эксплуатацию будут сданы несколько новых станций. Однако их широкому распространению объективно препятствуют низкие цены на газ. Как только они вырастут, спрос на ПАТЭС увеличится, причём не только в России», — подытожил Анпилогов. 

Курская АЭС

Построена в Курской области, примыкает к берегу реки Сейм, в городе Курчатов, а точнее, в его окрестностях. Она тоже вошла в четверку наиболее мощных отечественных АЭС с производительностью в 4000 МВт и представляет собой крупнейший энергетический комплекс в этом регионе. В ее состав вошли 4 энергоблока РБМК-1000, вводимые в работу постепенно, в период с 1976 по 1985 год.

Сооружение Курской атомной электростанции вызвала острая нехватка традиционных видов топлива в данном регионе. В связи с этим проект станции разработали и утвердили очень быстро, после чего началось ее возведение.

С целью повышения эффективности были разработаны уникальные энергоблоки на основе уран-графитовых реакторов и нескольких видов систем вспомогательного назначения. Конструкция дополнена двумя турбинами К-500-65/3000 и двумя генераторами ТВВ-500-2 по 500 МВт. Все блоки смонтированы в индивидуальных помещениях, оборудованных агрегатами для транспортировки топлива и аппаратурой управления работой энергоблоков. Для всех 4-х реакторных установок запланирован общий машинный зал.

В данное время в дополнение к ведущей электростанции строится Курская АЭС-2. Она будет возведена в районе поселка Макаровка Курчатовского района и функционально выполнит частичную замену 2-х энергоблоков Курской АЭС уже в 2020 году.

Сибирская АЭС. Даже две

Сибирская АЭС

Следующая АЭС на территории России, которая уже тоже не работает – это малоизвестная широкой публике Сибирская АЭС. Сейчас практически все АЭС в Росси находятся в Европейской части, но был период в 60-е, когда основное атомное электричество в СССР вырабатывалось в Сибири. Сибирская АЭС находилась на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в г. Северск Томской области. Это был закрытый комбинат по наработке оружейного плутония, он и сейчас работает, но занимается уже другими задачами. Несмотря на секретность, фильм о Сибирской АЭС показали в 1958 году на Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии.

Заголовок в New York Times в 1958 году о показе в Женеве фильма о Сибирской АЭС

На тот момент она была одной из мощнейших АЭС мира – первый энергоблок имел мощность 100 МВт. В дальнейшем на ней работали 4 реактора, а суммарная мощность выросла до 600 МВт.

Промышленные реакторы СХК были двойного и даже тройного назначения. Т.е. они нарабатывали плутоний, но их спроектировали уже так, что они позволяли вырабатывать электроэнергию и давать тепло для отопления Северска и Томска. С окончанием программы наработки плутония был остановлен и последний реактор станции, в 2008 году.

Один из реакторов СХК. Фото: Страна Росатом

На другом сибирском комбинате по наработке оружейного плутония, Горно-химическом комбинате, в Железногорске, с 1964 по 2010 год тоже работал двухцелевой реактор АДЭ-2. Хотя, как таковой отдельной АЭС его не называли. Но по сути это была третья атомная станция тепло- и электроснабжения в СССР, причем единственная – подземная, т.к. сам комбинат ГХК размещался в горной выработке под землей. Подробнее про отечественные промышленные реакторы я писал отдельную статью.

Кстати, АЭС двойного назначения – это не чисто советская выдумка. Первая такая «двойная» АЭС заработала в Великобритании на два года раньше Сибирской АЭС. Это АЭС Колдер Холл — первая АЭС в Великобритании и на Западе вообще, работавшая на атомном комбинате Селлафилд, где производили оружейный плутоний. В далеком 1956 году ее открывала молодая Елизавета II.

Елизавета II на открытии первой АЭС Великобритании — Колдер Холл (двойного назначения)

Преимущества и недостатки атомных электростанций

Спрос на электроэнергию, постоянно растет во всем мире. Особенно это касается развитых стран, где потребление значительно опережает выработку электричества. Принимаются меры по использованию альтернативных источников, но заметных практических результатов они пока не дали. Решить эту проблему возможно разными способами, в том числе путем дальнейшего развития и совершенствования атомной энергетики. При этом, нужно обязательно учитывать все плюсы и минусы атомных электростанций.

Строительство новых АЭС имеет несомненные достоинства, среди которых можно отметить следующие:

  • Используемые топливные ресурсы обладают высокой энергоемкостью. Полноценное использование одного килограмма урана дает такое же количество энергии, которое получается при сжигании 50 т нефти или 100 т каменного угля. Отсюда и высокий КПД атомной электростанции.
  • Возможность переработки ресурсов и их вторичное применение. В отличие от традиционных видов топлива, уран после расщепления вполне может быть использован вновь. В перспективе возможен полный переход к замкнутому циклу, при котором не будут образовываться вредные и опасные отходы.
  • Когда эксплуатируется электростанция (АЭС), у нее отсутствует парниковый эффект. Эти установки ежедневно предотвращают выбросы в атмосферу миллионов тонн углекислого газа.
  • Независимость реакторов от мест, где располагается топливо. Из-за высокого энергетического эквивалента ядерных ресурсов, процесс их транспортировки не требует существенных затрат.
  • Стоимость эксплуатации сравнительно невысокая и не превышает расходы на содержание других типов электростанций.

Однако, учитывая специфику атомных установок, следует отметить и недостатки, связанные с их использованием:

  • В первую очередь, это тяжелые последствия, возникающие даже при незначительной аварии. В связи с этим, любая АЭС опасна и требует достаточно сложных систем безопасности с широкими возможностями резервирования. Это позволяет обезопасить основной механизм даже при значительных авариях.
  • Необходимость уничтожать отработанное топливо. Его утилизация требует серьезных затрат, достигающих 20% от общих эксплуатационных расходов.
  • Для атомных электростанций по техническим причинам нежелательна работа в маневренном режиме.

Тем не менее, несмотря на недостатки, данное направление считается перспективным, поэтому ведутся постоянные исследования по дальнейшему совершенствованию и развитию атомной энергетики.

Все атомные электростанции России

Плавучая атомная электростанция

Аварии на атомных электростанциях

Газотурбинная электростанция (ГТЭС)

Тепловые электростанции (ТЭС)

Волновая электростанция (ВЭС)

КПД атомной электростанции

Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.

Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.

Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.

Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.

Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.

Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.

Пример тому авария на АЭС в Чернобыле и японское землетрясение в марте 2011 года, приведшее к аварии на АЭС, расположенной на острове Хонсю, в городе Окума, префектуры Фукусима.

Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.

КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.

Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).

ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.

Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.

Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.

ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.

Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.

С чего начиналась ядерная энергетика

Первенец атомной энергетики был введен в строй еще во времена бывшего СССР – 27 июня 1954 года. В этот день впервые произвела ток Обнинская АЭС, которая расположена в населенном пункте Обнинск Калужской области. От нее берут свое начало все последующие атомные электростанции России.

Предысторией ее разработки и создания послужили испытания атомной бомбы, благополучно проведенные Советским Союзом во второй половине 1949 года. Тогда же были сделаны заключения о возможности применения гигантского потенциала энергии атомного ядра в интересах народного хозяйства. Через короткое время 16 мая 1950 года решением Совмина СССР определено начало экспериментов в данной области. Для этих целей необходимо было построить опытную реакторную установку, обладающей мощью в 5 мегаватт – совсем небольшой по современным меркам.
Первая в стране атомная электростанция создавалась на основе водяного реактора. Его конструкция включала в себя бериллиевый реакторный замедлитель, свинцово-висмутовую систему охлаждения, а для работы использовалось уран-бериллиевые виды топлива. Всеми работами руководил известный советский ученый И.В. Курчатов, а проектирование реактора осуществляла группа Н.А. Доллежаля.

Обнинская АЭС с момента пуска успешно функционировала в течение 48 лет, и лишь в 2002 году ее работа прекратилась по причине морального и физического старения. Научные данные, полученные при наблюдениях за рабочими процессами, позволили в начале 60-х годов прошлого века успешно построить и запустить Белоярскую АЭС начальной мощью 300 МВт. По своим показателям она соответствовала промышленному уровню. На данный момент на территории России работают 10 атомных электростанций, находящихся в различных регионах страны.

История

На конец 1991 года в Российской Федерации функционировало 28 энергоблоков общей номинальной мощностью 20 242 МВт, без учёта Обнинской и Сибирской АЭС.

С 1991 года по 2015 год к сети было подключено 7 новых энергоблоков общей номинальной мощностью 6 964 МВт: 4-й блок на Балаковской АЭС (1993), 3-й и 4-й блоки на Калининской АЭС (2004 и 2011), 1-, 2- и 3-й блоки на Ростовской АЭС (2001, 2010 и 2014), 4-й блок Белоярской АЭС (2015).

В 2002 году была выведена из эксплуатации первая в мире АЭС — Обнинская. Был заглушен её единственный реактор мощностью 6 МВт.

В 2008 году была закрыта Сибирская АЭС.

На конец 2015 года в стадии строительства находятся 6 энергоблоков, не считая двух блоков Плавучей атомной электростанции малой мощности.

В 2007 году федеральные власти инициировали создание единого государственного холдинга «Атомэнергопром» объединяющего компании Росэнергоатом, ТВЭЛ, Техснабэкспорт и Атомстройэкспорт. 100 % акций ОАО «Атомэнергопром» передавалось одновременно созданной Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом».

Выработка электроэнергии

Выработка электроэнергии на российских АЭС в 1970—2014 годах, млрд кВт*ч

За 2007 год российскими АЭС было выработано 158,3 млрд кВт·ч, что составило 15,9 % от общей выработки в Единой энергосистеме России. Объём отпущенной электроэнергии составил 147,7 млрд кВт·ч.

В 2008 году на АЭС было выработано 162,3 млрд кВт•ч электроэнергии. Объём отпущенной электроэнергии составил 151,57 млрд кВт•ч.

В 2009 году на АЭС было выработано 163,3 млрд кВт•ч электроэнергии., что составило 16 % от общей выработки в Единой энергосистеме России. Объём отпущенной электроэнергии составил 152,8 млрд кВт·ч.

В 2010 году АЭС России выработали 170,1 млрд кВт•ч электроэнергии, что составило 16,6 % от общей выработки в Единой энергосистеме России. Объём отпущенной электроэнергии составил 159,4 млрд кВт·ч.

В 2011 году российские атомные станции выработали 172,7 млрд кВт•ч, что составило 16,6 % от общей выработки в Единой энергосистеме России. Объём отпущенной электроэнергии составил 161,6 млрд кВт·ч.

В 2012 году российские атомные станции выработали 177,3 млрд кВт•ч, что составило 17,1 % от общей выработки в Единой энергосистеме России. Объём отпущенной электроэнергии составил 165,727 млрд кВт·ч.

В 2018 году выработка на АЭС России составила 196,4 млрд кВт•ч, что составило 18,7% от общей выработки в Единой энергосистеме России. 

Доля атомной генерации в общем энергобалансе России около 18 %. Высокое значение атомная энергетика имеет в европейской части России и особенно на северо-западе, где выработка на АЭС достигает 42 %.

После запуска второго энергоблока Волгодонской АЭС в 2010 году, председатель правительства России В. В. Путин озвучил планы доведения атомной генерации в общем энергобалансе России с 16 % до 20-30 %.

В разработках проекта Энергетической стратегии России на период до 2030 г. предусмотрено увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях в 4 раза.{jcomments on}

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции основан на действии ядерного (иногда называемого атомным) реактора – специальной объёмной конструкции, в которой происходит реакция расщепления атомов с выделением энергии.

Существуют различные виды ядерных реакторов:

  1. PHWR (также имеет название «pressurised heavy water reactor» – «тяжеловодный ядерный реактор»), используемый преимущественно на территории Канады и в городах Индии. В его основе используется вода, формула которой – D2O. Она выполняет функцию как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Коэффициент полезного действия близится к 29%;
  2. ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
  3. GCR, AGR (графитоводный). Жидкость, содержащаяся в таком реакторе, выступает в роли теплоносителя. В данной конструкции замедлитель нейтронов – графит, отсюда и название. КПД составляет около 40%.

По принципу устройства реакторы также делят на:

  • PWR (pressurised water reactor) – устроен так, что вода, находящаяся под определенным давлением, замедляет реакции и подает тепло;
  • BWR (сконструирован таким образом, что пар и вода находятся в главной части устройства, не имея водяного контура);
  • РБМК (канальный реактор, имеющий особенно большую мощность);
  • БН (система работает за счет быстрого обмена нейтронами).

Устройство и структура атомной электростанции. Как работает АЭС?

Устройство АЭС

Типичная атомная электростанция состоит из блоков, внутри каждого из которых размещены различные технические приспособления. Самый значимый из таких блоков – комплекс с реакторным залом, обеспечивающий работоспособность всей АЭС. Он состоит из следующих устройств:

  • реактора;
  • бассейна (именно в нем хранят ядерное топливо);
  • машины, перегружающие топливо;
  • БЩУ (щит управления в блоках, с помощью него за процессом деления ядра могут наблюдать операторы).

Помимо прочего, имеется блок с бассейнами для отработанного топлива и специальные блоки, предназначенные для охлаждения (они называются градирнями). Кроме того, для охлаждения применяются распылительные бассейны и природные водоемы.

Принцип работы АЭС

На всех без исключения АЭС существует 3 этапа преобразования электрической энергии:

  • ядерная с переходом в тепловую;
  • тепловая, переходящая в механическую;
  • механическая, преобразовывающаяся в электрическую.

Уран отдает нейтроны, вследствие чего происходит выделение тепла в огромных количествах. Горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. Поскольку эта вода находится под большим давлением, она остается в жидком состоянии(в современных реакторах типа ВВЭР около 160 атмосфер при температуре ~330 °C). В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, вращающую электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают, он конденсируется и снова поступает в парогенератор. Конденсатор охлаждают водой из внешнего открытого источника воды (например, пруда-охладителя).

И первый и второй контур замкнуты, что снижает вероятность утечки радиации. Размеры конструкций первого контура минимизированы, что также снижает радиационные риски. Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при демонтаже станции.