Как работает аэс

Билибинская АЭС. Советская малая АЭС

Раз уж мы идем примерно в хронологическом порядке, и затронули тему крайнего севера, то следующая АЭС – Билибинская. Она еще чуть севернее Кольской АЭС, но не в Мурманской области, а на другой стороне России – на Чукотке. И примерно на полгода моложе Кольской АЭС. Ее первый блок заработал в 1974 году.

Билибинская АЭС

Всего эта АЭС состоит из четырех довольно уникальных энергоблоков. Это тоже канальные уран-графитовые реакторы, но специально разработанные для этой АЭС. Это реакторы ЭГП-6 — Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя. Их электрическую мощность сократили всего до 12 МВт

Но важное условие для работы на севере – они предназначены для выдачи тепла. Ведь эта АЭС проектировалась и строилась для работы в небольшой и изолированной Чаун-Билибинской энергосистеме, в условиях суровой Арктики, для снабжения энергией горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки

По сути это первая малая АЭС СССР.

Центральный зал Билибинской АЭС с 4 реакторами ЭГП-6

Сама Билибинская АЭС в ближайшие годы будет выводиться из эксплуатации, первый блок уже остановлен в 2019 г. Поэтому суммарная текущая установленная электрическая мощность АЭС – 36 МВт. И ей на смену уже пришла современная малая АЭС.

Международные проекты России в атомной энергетике

На начало 2010 года за Россией было 16 % на рынке услуг по строительству и эксплуатации

АЭС в мире, эта доля может увеличиться до 25 %.

23 сентября 2013 года Россия передала Ирану в эксплуатацию АЭС «Бушер».

По данным на март 2013 года, российская компания Атомстройэкспорт строит за рубежом 3 атомных энергоблока: два блока АЭС «Куданкулам» в Индии и один блок АЭС «Тяньвань» в Китае. Достройка двух блоков АЭС «Белене» в Болгарии отменена в 2012 году.

В настоящее время Росатому принадлежит 40 % мирового рынка услуг по обогащению урана и 17 % рынка по поставке ядерного топлива для АЭС. Россия имеет крупные комплексные контракты в области атомной энергетики с Индией, Бангладеш, Китаем, Вьетнамом, Ираном, Турцией,Финляндией, ЮАР и с рядом стран Восточной Европы. Вероятны комплексные контракты в проектировании, строительстве атомных энергоблоков, а также в поставках топлива с Аргентиной, Белоруссией, Нигерией, Казахстаном, Украиной. Ведутся переговоры о совместных проектах по разработке урановых месторождений с Монголией.

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)

Билибинская АЭС

Данная электростанция считается наиболее северной из всех, находящихся в пределах Российской Федерации. Она расположена в Чукотском автономном округе возле населенного пункта Билибино, как и указано на карте. Общее количество элементов насчитывает четыре блока ЭГП-6 по 12 мегаватт каждый. Два из них приведены в рабочее состояние в 1974 году, а остальные – в 1975 и 1976 г.г. Конструкция электростанции позволяет вырабатывать не только электрическую, но и тепловую энергию.

Надобность в создании подобной АЭС возникла в 60-е годы 20-го века, в связи с активизацией добычи золота в указанном районе. С началом его развития потребность в электроэнергии значительно увеличилась. Однако традиционные электростанции построить было невозможно из-за сложностей с доставкой топлива. Большие расстояния не позволили включиться и в Единую энергетическую систему. Поэтому в 1965 году на правительственном уровне решено строить атомную электростанцию, потребляющую не более 40 тонн специального радиоактивного топлива в год. За аналогичный период угля потребовалось бы гораздо больше – 200 тысяч тонн.

Сооружение АЭС было запланировано в суровых климатических условиях севера, на значительном удалении от коммуникаций и путей сообщения. В связи с этим, проект станции делался максимально простым, на основе металлоконструкций, а все составляющие объединялись в общий комплекс. Это позволило создать условия для поддержки одной и той же температуры внутри зданий в условиях суровой морозной зимы.

Монтажные работы начались в 1969 году, а уже в начальный период 1974 года 1-й энергоблок выдал электричество для Билибино и других населенных пунктов. Одновременно поселок был обеспечен теплом путем создания единой тепловой энергетической централи. До сегодняшнего дня Билибинская АЭС остается для чукотского региона наиболее эффективным источником энергии. По причине сокращения добычи золота, нагрузка на комплекс в последние годы заметно снизилась, что вызвало снижение производства электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположение

Тип реактора: РБМК-1000

Энергоблоков: 3

Год ввода в эксплуатацию: 1982, 1985, 1990

Смоленская АЭС — одно из ведущих энергетических предприятий региона, ежегодно она выдает в энергосистему страны порядка 20 млрд. киловатт часов электроэнергии (около 13% энергии, вырабатываемой на АЭС России и более 80% от того, что производят энергопредприятия Смоленской области).

Она состоит из трёх энергоблоков с реакторами РБМК-1000. В 2007 году станция первой среди АЭС России получила сертификат соответствия системы менеджмента качества международному стандарту ISO 9001:2000.

В 2009 г. Смоленская АЭС получила сертификат соответствия системы экологического менеджмента требованиям национального стандарта ГОСТ Р ИСО 14001-2007 и была признана лучшей АЭС России по направлению «Физическая защита».

В 2011 году Смоленская АЭС стала победителем в конкурсе «Лучшая АЭС России» по итогам работы за 2010 год и была признана лучшей АЭС по культуре безопасности.

В рамках реализации программы по продлению сроков эксплуатации был проведен капитальный ремонт и модернизация энергоблока №1.

Билибинская АЭСР

Фото:rosatom.ru

Расположение

Типы реакторов: ЭГП-6

Энергоблоков: 4

Годы ввода в эксплуатацию: 1974 (2), 1975, 1976

Станция производит около 50% электроэнергии, вырабатываемой в регионе. На АЭС эксплуатируются четыре уран-графитовых канальных реактора установленной электрической мощностью 12 МВт каждый.

Станция вырабатывает как электрическую, так и тепловую энергию, которая идет на теплоснабжение Билибино.

Установленная электрическая мощность Билибинской АЭС – 48 МВт при одновременном отпуске тепла потребителям до 67 Гкал/ч.

При снижении температуры воздуха до –50°С АЭС работает в теплофикационном режиме и развивает теплофикационную мощность 100 Гкал/ч при снижении генерируемой электрической мощности до 38 МВт.

В 2009 году Билибинская АЭС поделила с Балаковской АЭС первое место в конкурсе «Лучшая АЭС по культуре безопасности».

Начало ядерных исследований в России

Уже в 1910 году была создана Радиевая комиссия в Петербурге, в состав которой вошли известные физики Н. Н. Бекетов, А. П. Карпинский, В. И. Вернадский.

Изучение процессов радиоактивности с выделением внутренней энергии проводилось на первом этапе развития атомной энергетики России, в период с 1921 по 1941 гг. Тогда была доказана возможность захвата нейтрона протонами, теоретически обоснована возможность ядерной реакции путем деления ядер урана.

Под руководством И. В. Курчатова сотрудники институтов разных ведомств проводили уже конкретные работы по осуществлению цепной реакции при делении урана.

Реактор АЭС

Современный атомный реактор – сложная дорогостоящая установка, оснащённая передовой аппаратурой. В простейшем виде он представляет собой цилиндр (активная зона), в полость которого помещается ядерное топливо, упакованное внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Они размещаются внутри замедлителя (тяжёлой воды или графита). Активная зона окружена отражателем нейтронов. Вокруг отражателя сооружается бетонная радиационная защита. Управляют скоростью цепной реакции, регулирующие стержни путём погружения или, наоборот, извлечения из активной зоны реактора. Движение их способно полностью прекратить ядерную реакцию или довести её до стадии самоподдержания.

Реактор АЭС

В результате деления ядер урана высвобождается огромный поток тепловой энергии, выводимой из активной зоны теплоносителем (водой или газом). Его тепла вполне хватает для производства высокотемпературного пара, вращающего турбину. На её валу размещается генератор электрического тока. Ступенчатость описанной технологии обусловлена соображениями радиационной безопасности.

В зависимости от материалов, применяемых в качестве замедлителей и теплоносителей, существует 11 типов ядерных реакторов, согласно принятой МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии) классификации. Большинство существующих в настоящее время АЭС используют водо-водяные реакторы, где лёгкая вода выполняет обе названные функции.

Ленинградская АЭС

Ещё один энергетический объект из четверки сооружений на 4000 мегаватт. Эта станция располагается на территории Ленинградской области, неподалеку от города Сосновый Бор с выходом на береговую линию Финского залива. Ее конструкция также состоит из 4-х энерго-блоков РБМК, вводимых в строй по очереди в промежуток с 1973 по 1981 год.

Используемые реакторы относятся к канальным устройствам, кипящего типа. В состав каждого из них входят водяной теплоноситель и графитовый замедлитель. Благодаря уникальным возможностям таких установок, на объекте была успешно внедрена радиационная обработка материалов, налажено производство радиохимических изотопов для медицины и других отраслей промышленности.

Эксплуатационный ресурс для каждого энергоблока изначально устанавливался в 30 лет. В ходе проведенной модернизации и мероприятий по реконструкции, данный показатель удалось увеличить еще на 15 лет.

Белоярская АЭС

Расположение

Типы реакторов: АМБ-100/200, БН-600, БН-800

Энергоблоков: 4 (2 – окончательно остановлены, 2 – в эксплуатации)

Годы ввода в эксплуатацию: 1964, 1967, 1980, 2016 Это первая АЭС большой мощности в истории атомной энергетики страны, и единственная с реакторами разных типов на площадке.

Именно на Белоярской АЭС эксплуатируется – самый мощный энергоблок в мире с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (№3).

По показателям надежности и безопасности он входит в число лучших ядерных реакторов мира. Энергоблоки на быстрых нейтронах призваны существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать объем отходов за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

Энергоблоки №1 и №2 выработали свой ресурс, и в 1980-е годы были окончательно остановлены. Энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-800 принят в промышленную эксплуатацию 1 ноября 2016 года.

Также рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком №5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт.

По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

В планетарном масштабе

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) сообщает, что по состоянию на на июнь 2019 г. в мире эксплуатируется 449 ядерных реакторов суммарной мощностью 397 650 МВт. Еще 54 находятся в стадии строительства.

Таблица 3. Крупнейшие атомные электростанции в мире на 2019 г.

Фото: Касивадзаки-Карива — самая большая АЭС в мире

В следующую пятерку входят:

• Запорожская (5 700 МВт) – Украина;
• Гравелин (5 460 МВт), Палуэль (5 460 МВт), Каттеном (5 200 МВт) – Франция;
• Вулсон (4 598 МВт) – Южная Корея.

Среди материалов сайта Атомэнергомаша опубликован ТОП стран по количеству АЭС в мире. Лидируют в списке:

• США – 97;
• Франция – 58;
• Япония – 54;
• Россия – 10;
• Южная Корея – 4.

Три-Майл-Айленд, Чернобыль, Фукусима уже давно из просто топонимов превратились в места страшных аварий. Катастроф, которые во многом меняли отношение человека к мирному атому. На планете сокращалось и росло количество АЭС, пересматривались условия безопасного их функционирования. Но человечество так и не отказалось от атома. Мир не просто вернулся к масштабному использованию ядерной энергетики. О планах по развитию отрасли заявило множество новых стран.

Сохраните и поделитесь информацией в соцсетях:

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.

Белоярская АЭС

Белоярская АЭС расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Кольская АЭС расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции — 1760 МВт.

Курская АЭС

Курская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции — 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Ленинградская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции — 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт•ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта Нововоронежской АЭС-2) — 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

Нововоронежская АЭС

Расположение

Тип реактора: ВВЭР различной мощности

Энергоблоков: 3 (еще 3 выведены из эксплуатации)

Годы ввода в эксплуатацию: 1964, 1969, 1971, 1972, 1980, 2017

Первая в России АЭС с реакторами типа ВВЭР. Каждый из пяти реакторов станции является прототипом серийных энергетических реакторов.

Энергоблок №1 был оснащен реактором ВВЭР-210, энергоблок №2 — реактором ВВЭР-365, энергоблоки №3 и №4 — реакторами ВВЭР-440, энергоблок №5 — реактором ВВЭР-1000.

В настоящее время в эксплуатации находятся два энергоблока (энергоблоки №1, №2 и №3 были остановлены, соответственно, в 1988, 1990 и 2016 гг.).

Нововоронежская АЭС-2 сооружается по проекту АЭС-2006 с использованием реакторной установки ВВЭР-1200. Генеральным проектировщиком по сооружению Нововоронежской АЭС-2 выступает АО «Атомэнергопроект», генеральный подрядчиком – объединенная компания АО «НИАЭП» — АО «АСЭ» — АО «Атомэнергопроект».

В августе 2016 года инновационный энергоблок поколения 3+ Нововоронежской АЭС был впервые подключен к сети и выдал первые 240 МВт в энергосистему страны.

Он имеет улучшенные технико-экономические показатели, обеспечивает абсолютную безопасность при эксплуатации, и полностью соответствует «постфукусимским» требованиям МАГАТЭ.

Особенностью таких энергоблоков является большая насыщенность пассивными (способными функционировать даже в случае полной потери электроснабжения и без вмешательства оператора) системами безопасности.

Так, на энергоблоке №6 Нововоронежской АЭС применены такие уникальные и не имеющие аналогов в мире системы, как система пассивного отвода тепла от реактора, рекомбинаторы водорода и «ловушка расплава» активной зоны.

Энергоблоки поколения «3+» в настоящее время сооружаются в США и Франции.

Однако именно российский энергоблок №6 Нововоронежской АЭС стал первым в мире атомным энергоблоком нового поколения, который вышел на этап энергопуска. В промышленную эксплуатацию энергоблок №6 был сдан в феврале 2017 года.

Курская АЭС

Курская АЭС — вторая АЭС с серийными РБМК, всего на 4 года моложе Ленинградской. Расположена в 40 км от Курска. Она могла стать одной из самых больших АЭС на территории России с шестью энергоблоками РБМК-1000. Но с 1977 по 1986 годы успели достроить и ввести в эксплуатацию лишь 4 (как и на Чернобыльской АЭС). После 1986 года строительство оставшихся двух энергоблоков заморозили. Причем, пятый блок был в очень высокой степени готовности. Его даже подумывали достроить вплоть до 2010-х, но в 2012 году от этой идеи окончательно отказались.

Энергоблоки Курской АЭС

Зато из-за почти полной идентичности и при этом полной радиационной чистоты, ведь на него даже не завозили ядерное топливо, этот пятый блок хорошо подходил для киносъемок фильмов про чернобыльскую аварию. Именно на нем проходили сьемки недавнего фильма Данилы Козловского. Кстати, знаменитый сериал Чернобыль от HBO снимали на другой АЭС с реакторами РБМК – Игналинской, в Литве.

Внутри реакторного зала пятого блока Курской АЭС-2. Фото Lana-Sator.livejournal.com

Сейчас идет строительство Курской АЭС-2. На замену первым двум реакторам РБМК строят два новых энергоблока с реакторами ВВЭР. Но это не обычные ВВЭР-1200, которые построили на других станциях – в Нововоронеже или ЛАЭС-2. Это новый проект ВВЭР-ТОИ — Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект. Ранее он назывался ВВЭР-1300. Он чуть мощнее и должен быть более экономически эффективным. Возможно в будущем он придет на смену ВВЭР-1200.

Строительство Курской АЭС-2 с двумя ВВЭР-ТОИ

Кстати, два энергоблока Курской АЭС-2 – это на текущий момент единственные строящиеся в России энергоблоки АЭС, если не брать в расчет замороженную стройку Балтийской АЭС.

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).

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.

1. PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением). В странах СНГ такие реакторы называют аббревиатурой ВВЭР. В качестве теплоносителя и замедлителя в них используется обычная вода. Водо-водяные реакторы самые распространенные в мире (около 62% от всех реакторов). Водо-водяные реакторы дешевы и удобны, т.к. вода не воспламеняется, не затвердевает, и ее использование относительно безопасно.
2. BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор или кипящий водо-водяной реактор. Принцип действия АЭС на таком реакторе очень похож на то, как работает АЭС на ВВЭР. Кипящий реактор также использует обычную воду, его особенность в только том, что пар генерируется сразу в активной зоне. В водо-водяном реакторе сначала нагревается вода, которая позже, спустя несколько этапов, переводится в пар, в кипящих реакторах тепло сразу отдается кипящей воде, которая мгновенно становится горячим паром.Кипящие реакторы достаточно распространены, их 20% от всех атомных реакторов мира.
3. LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор, ГВР, ВРГ или уран-графитовый реактор. В качестве замедлителя в таком типе реактора используется графит, в качестве теплоносителя – обычная вода. Схема работы АЭС, запущенной впервые в мире, основывалась на графито-водном реакторе. Сегодня такие реакторы используют редко, большинство из них расположены в России.
4. PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор. В таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода (D2O), по-другому ее называют тяжеловодородной водой или оксидом дейтерия.

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.

Выбросы в атмосферу через трубу АЭС

Наверное, самое большое число слухов и домыслов ходят вокруг выбросов атомных станций. Выбросы действительно есть и происходят они, в основном, через вентиляционные трубы — это те самые трубы, которые стоят возле каждого энергоблока и никогда не дымят. По большей части, в атмосферу попадают инертные радиоактивные газы — ксенон, криптон и аргон. Но перед сбросом в атмосферу воздух из помещений АЭС проходит систему сложных фильтров, где удаляется большая часть радионуклидов. Короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как газы достигнут верха трубы, еще больше снижая радиоактивность. В итоге, вклад в естественный радиационный фон газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу незначителен и им вообще можно пренебречь. Поэтому атомная энергия является одной из самых чистых, в сравнении с другими электростанциями. В любом случае, все радиоактивные выбросы атомных станций строго контролируются экологами и разрабатываются способы дальнейшего их снижения.

Научные разработки в сфере атомной энергетики

Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.

Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.

Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.

Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов.

Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.

INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.

Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Похожие записи:

Ip и атм Виды usb-разъемов Как рассчитать поперечное сечение проводника Подсветка натяжного потолка: возможные варианты Снятие и установка заднего фонаря Видеонаблюдение на даче через телефон: как обезопасить свой загородный дом