Как работает АЭС?

Вопросы и ответы

Когда появилась первая атомная станция

Первым серьезным шагом к использованию свойств ядерного деления, в том числе ядерного оружия и мирного атома, стало испытание первой атомной бомбы в 1945 году. Произошло это 16 июля на полигоне в Нью-Мексико. В ходе этих испытаний многие поняли, что ужасы Второй мировой войны несколько бледнеют на фоне того, что могло бы произойти, если бы такое оружие появилось немного раньше.

В Советском Союзе первые ядерные испытания на полигоне состоялись только через 4 года — 29 августа 1949 года. С тех пор две великие державы располагали технологиями, позволяющими не только запугивать друг друга своей мощью, но и работать в пользу мирного атома и использовать эту разрушительную силу, чтобы нести свет и тепло в каждый дом.

Первая атомная электростанция была запущена в 1954 году недалеко от города Обнинска Московской области. Идейным вдохновителем и руководителем проекта был известный советский физик, академик АН СССР и по совместительству «отец» советской атомной бомбы Игорь Курчатов.

Сколько энергии вырабатывает АЭС

Конечно, первую атомную электростанцию ​​сложно сравнить с современными, но именно она положила начало новому способу получения энергии, как первый iPhone, запустивший процесс смартфона, и серийный Ford T машины.

С тех пор количество АЭС в мире резко увеличилось и достигло 192 блоков, из них 10 расположены в России (всего 33 энергоблока). По этому показателю наша страна занимает восьмое место в мире, а по мощности – четвертое. Подробнее об этом мы поговорим в конце статьи.

Суммарная мощность реакторов составляет примерно 392 ГВт. Лидерами являются США (103 ГВт), Франция (66 ГВт), Япония (46 ГВт), Россия (25 ГВт) и Южная Корея (21 ГВт). По статистике атомные электростанции обеспечивают 16 процентов потребляемой в мире электроэнергии.

Поговорим немного о загрязнении: Самое радиоактивное место на земле. И это не Чернобыль

Большой интерес к атомным электростанциям и их широкое применение объясняется тем, что КПД составляет 40-45 процентов и более, а риск гораздо ниже, даже несмотря на все происходившие страшные аварии. С одной стороны, кажется, что если он взорвется, то работать будет мало, а с другой стороны, по статистике, число жертв на 1 полученный киловатт у АЭС в 43 раза меньше, чем у ТЭС.

Принцип работы атомной электростанции

Использование ядерной энергии началось практически одновременно с созданием ядерного оружия. Пока шли военные разработки, начались исследования возможности использования ядерной энергии в мирных целях, в первую очередь для производства электроэнергии.

Началом мирного использования атомной энергии принято считать 1954 год, когда в подмосковном Обнинске была введена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция.

 

В отличие от ядерной бомбы, при взрыве которой происходит неуправляемая цепная реакция деления атомных ядер с одновременным выделением огромного количества энергии, в ядерном реакторе происходит управляемая реакция деления ядер — топливо медленно отдает нам энергию. Чтобы использовать цепную реакцию ядерного деления в мирных целях, ученым пришлось придумать, как ее укротить.

Атомная электростанция – это целый комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии. Ядерная реакция происходит в сердце атомной электростанции – ядерном реакторе. Но он вообще не производит электричество.

На АЭС происходят три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия превращается в тепловую, тепловая энергия превращается в механическую и уже механическая энергия превращается в электрическую.

И у каждой трансформации есть свой технологический «остров» — набор оборудования, на котором происходят эти трансформации. Пройдемся по технологической цепочке и подробно рассмотрим, как рождается электричество.

Ядерный реактор

Реактор атомной электростанции представляет собой конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Ядерный реактор можно сравнить с сильно железобетонным бункером. Он имеет стальной корпус и помещен в герметичную оболочку из железобетона.


Эффект Вавилова-Черенкова (излучение Вавилова-Черенкова) — это свечение, вызываемое в прозрачной среде заряженной частицей, движущейся со скоростью, превышающей фазовую скорость света в этой среде.

Пространство, в котором происходит реакция ядерного деления, называется «активной зоной ядерного реактора». В процессе выделяется большое количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель. В большинстве случаев теплоносителем является чистая вода. Правда, предварительно его очищают от разных примесей и газов.

Он подается снизу в активную зону реактора с помощью главных циркуляционных насосов. Это теплоноситель, который переносит тепло за пределы реактора. Он циркулирует в замкнутой системе труб — контуре. Первый контур нужен для того, чтобы отбирать тепло от нагретого реакцией деления реактора (охлаждать его) и передавать дальше. Первый контур радиоактивный, но в него входит не все оборудование станции, а только его часть, в основном ядерный реактор.

Активная зона ядерного реактора содержит ядерное топливо и, за редким исключением, так называемый замедлитель. Как правило, большинство типов реакторов используют в качестве топлива уран-235 или плутоний-239.

Для возможности использования ядерного топлива в реакторе его изначально помещают в тепловыделяющие элементы — твэлы. Это герметичные трубки из стали или сплавов циркония с внешним диаметром около одного сантиметра и длиной от десятков до сотен сантиметров, которые заполняются таблетками ядерного топлива.

При этом в качестве топлива выступает не чистый химический элемент, а его соединение, например, оксид урана UO2. Все это происходит на заводе, где производится ядерное топливо.

Для упрощения учета и движения ядерного топлива в реакторе твэлы собираются в твэлы по 150–350 штук. При этом в активной зоне реактора обычно размещают 200–450 таких сборок. Они установлены в рабочих каналах активной зоны реактора.

Именно твэлы являются важнейшим конструктивным элементом активной зоны большинства ядерных реакторов. В них происходит деление тяжелых ядер, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передается теплоносителю. Конструкция твэла должна обеспечивать отвод тепла от топлива к теплоносителю и исключать попадание продуктов деления в теплоноситель.

В ходе ядерных реакций обычно образуются быстрые нейтроны, т е нейтроны с большой кинетической энергией. Если не уменьшить их скорость, ядерная реакция со временем может затухнуть. Модератор решает задачу снижения скорости нейтронов. Замедлителем, широко используемым в ядерных реакторах, является вода, бериллий или графит. Но лучшим замедлителем является тяжелая вода (D2O).

Здесь следует добавить, что по уровню энергии нейтронов реакторы делятся на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). Сегодня в мире работают всего два реактора на быстрых нейтронах, и оба находятся в России.

Они установлены на Белоярской АЭС. Однако использование реакторов на быстрых нейтронах перспективно, и интерес к этой области энергетики сохраняется. Реакторы на быстрых нейтронах вскоре могут появиться и в других странах.

Так что в реакторах на быстрых нейтронах замедлитель не нужен, они работают по другому принципу. Но и здесь система охлаждения реактора должна быть построена по-другому. Вода, используемая в качестве теплоносителя в тепловых реакторах, является хорошим замедлителем, и ее использование в этом качестве в быстрых реакторах невозможно.

Здесь можно использовать только легкоплавкие металлы, такие как ртуть, натрий и свинец. Кроме того, в быстрых реакторах используются и другие виды топлива — уран-238 и торий-232. При этом уран-238 гораздо более распространен в природе, чем его «собрат» уран-235. Строительство АЭС с реакторами на быстрых нейтронах может значительно расширить топливную базу ядерной энергетики.

Для предотвращения попадания нейтронов в окружающую среду активная зона реактора окружена отражателем. В качестве материала для рефлекторов часто используют те же вещества, что и в замедлителях. Кроме того, наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива, так как отражатель возвращает в активную зону часть нейтронов, вылетающих из зоны.

Парогенератор

Вернемся к процессу преобразования ядерной энергии в электрическую. Парогенераторы используются для производства пара на атомных электростанциях. Они получают тепло от реактора, оно поступает с теплоносителем первого контура, а пар нужен для вращения паровых турбин.

Парогенераторы применяются на двух- и трехконтурных АЭС. В одиночном контуре их роль выполняет сам ядерный реактор. Это так называемые кипящие реакторы, где пар вырабатывается непосредственно в активной зоне, после чего направляется на турбину. В схеме таких АЭС отсутствует парогенератор. Примером электростанции с такими реакторами является японская АЭС «Фукусима-1».

Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает твэлы, нагревается до температуры кипения 320–330°С, повышает давление в первом контуре. В современных реакторах типа ВВЭР (энергетические реакторы с охлаждением под давлением — они составляют основу мировой атомной энергетики) давление в первом контуре достигает 160 атмосфер.

Эта очень горячая вода затем перекачивается из реактора через парогенератор, где отдает часть тепла и снова возвращается в реактор. В парогенераторе это тепло передается вторичной воде. Это контур так называемого рабочего тела, т.е рабочего тела, преобразующего тепловую энергию в механическую.

Эта вода, находящаяся под гораздо более низким давлением (половина давления в первом контуре или меньше), поэтому и закипает. Образовавшийся пар высокого давления поступает на лопатки турбины.

Турбина и генератор

Пар из парогенератора поступает в турбину, где энергия пара преобразуется в механическую работу. В паровой турбине потенциальная энергия сжатого и нагретого водяного пара преобразуется в кинетическую энергию, которая в свою очередь преобразуется в механическую работу — вращение вала турбины, а она уже вращает ротор электрогенератора. Теперь механическая энергия преобразуется в электрическую энергию.

Пар, проходящий через турбину, поступает в конденсатор. Здесь пар охлаждается, конденсируется и превращается в воду. По второму контуру он поступает в парогенератор, где снова превращается в пар. Конденсатор охлаждается большим количеством воды из внешнего открытого источника, такого как резервуар или пруд-охладитель.

Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, как мы помним, которая является радиоактивной, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при останове и демонтаже станции.

Управление реактором

Вернемся к ядерному реактору. Как это осуществляется? Помимо твэлов с горючим и замедлителем в нем есть еще и стержни управления. Они предназначены для пуска и остановки реактора, поддержания его критического состояния в любой момент работы, а также для переключения с одного уровня мощности на другой. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны.

Чтобы реактор работал на постоянном уровне мощности, необходимо создать и поддерживать в активной зоне такие условия, чтобы плотность нейтронов была постоянной во времени. Это состояние реактора часто называют «критическим состоянием» или просто «критическим».

Когда активная зона сильно разогрета, в нее опускают стержни СУЗ, которые встают между твэлами и поглощают лишние нейтроны. Если требуется больше мощности, тяги управления снова поднимаются. Если их опустить на всю длину твэлов, цепная реакция прекратится, реактор остановится.

Кроме того, в случае непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с избыточным энерговыделением в активной зоне реактора, в каждом реакторе предусмотрена возможность аварийного прекращения цепной реакции. В этом случае стержни аварийной защиты сбрасываются в центральную часть активной зоны под действием силы тяжести.

Читайте также: Развитие российской атомной энергетики

Опасны ли атомные станции

В результате мы получаем ситуацию, когда атомная энергетика напоминает ситуацию с самолетами. Многие их боятся, но на самом деле риск погибнуть на улице в сотни раз выше, чем разбиться в самолете. Просто аварии имеют большой резонанс и один раз гибнет несколько человек, но такие аварии случаются редко.

Помимо систем самой АЭС, о которых мы поговорим ниже, они сопровождаются серьезными мерами предосторожности. Честно говоря, когда я был возле АЭС в Воронеже, мне было немного не по себе, но когда я собрал больше информации, то понял, что переоценил ситуацию.

Вокруг каждой атомной электростанции есть не менее 30-километровой зоны, где ведется постоянный мониторинг ситуации и экологической ситуации. Это не зона отчуждения, в ней могут жить люди и даже заниматься сельским хозяйством.

Ограничения распространяются только на трехкилометровую зону в непосредственной близости от станции. Но опять же, это делается только для обеспечения дополнительной безопасности, а не потому, что там опасно находиться.

Вероятно, наиболее опасным периодом работы станции является момент загрузки топлива. Именно в это время открывается реактор и есть небольшой риск выброса радиоактивных отходов в воздух. Правда, делается это не часто (в среднем раз в год), и релиз будет очень маленьким.

На чем работает атомная станция

Основным элементом, на котором работают АЭС, является уран-235, который загружается в реактор в специальных кассетах, называемых тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). В реакторе их могут быть десятки и даже сотни.

ТВЭЛы доставляются к реактору на специальных платформах и грузятся в него краном. Этот же кран принимал участие в строительстве станции и опускал сам реактор в специальную капсулу.

Кстати, название ТВЭЛ было присвоено компании, производящей ядерное топливо.

Средний реактор использует около десяти килограммов топлива в год. Именно такой небольшой объем высвобождает то количество энергии, которое производит привод. Если говорить о производительности ядерного топлива, то можно сказать, что один грамм урана-235 позволяет получить столько же энергии, сколько при сжигании топлива, полученного из двух тонн нефти. В результате всего десять килограммов топлива эквивалентны примерно семистам бакам масла.

Какими бывают атомные станции

Многие считают, что именно радиоактивное топливо вырабатывает электрическую энергию, но это не совсем так. Точнее, совсем не так.

Работу атомной электростанции можно разделить на три основных этапа. На первом этапе энергия деления атома преобразуется в тепловую энергию. На следующем этапе тепловая энергия преобразуется в механическую энергию. После этого преобразование механической энергии в электрическую становится делом техники.

Реакторы делятся на три основных типа: одноконтурные, двухконтурные, трехконтурные. В начале выясним, как работает двухконтурная схема, а чуть позже на примере посмотрим, как работают другие виды.

Как работает атомная станция

Первая ступень энерговыделения – это, как я уже говорил выше, реактор. Его помещают в специальный замкнутый контур, который называется первым. На самом деле это большая кастрюля, а точнее скороварка, так как жидкости внутри нее находятся под большим давлением. Так получается повысить температуру кипения и повысить рабочую температуру всего первого контура.

Капсула, в которой размещен реактор, называется герметичным объемом и имеет толстые стенки (не менее 15 сантиметров). Это позволяет удерживать внутри большое давление и не позволяет излучению выйти наружу.

Основная задача ректора — выделять тепло для нагрева жидкости внутри контура. Это происходит посредством цепной реакции. Эта реакция основана на делении атомов нейтронами. В этом случае после деления одного атома высвобождаются новые нейтроны, которые еще больше расщепляют атомы. Таким образом, количество нейтронов постоянно увеличивается и все больше и больше атомов расщепляются.

Получается, что цепная реакция сама себя поддерживает, но если этот процесс не остановить, деление выйдет из-под контроля, высвободится слишком много энергии и произойдет взрыв. Именно это и происходит в атомной бомбе.

Чтобы этого не произошло, внутри реактора есть специальные стержни с бором, которые очень хорошо поглощают нейтроны и замедляют реакцию. Стержни имеют длину несколько метров и постоянно перемещаются внутрь и наружу реактора, тем самым регулируя коэффициент деления нейтронов и, как следствие, скорость реакции.

Если этот коэффициент меньше единицы, реакция замедляется, если больше – ускоряется, а если равен единице – система сама поддерживает свою работу. Это единство должно быть достигнуто для стабильной работы реактора.

После того, как реактор нагрел воду внутри первого контура до температуры ок. 450 градусов, она проходит через трубку теплообменника и нагревает воду во втором контуре. Он в свою очередь поступает в испаритель и уже водяной пар с температурой около 350-400 градусов раскручивает огромную турбину до 3000 об/мин.

Именно эта турбина вырабатывает электроэнергию, которая по проводам проходит в электросеть.

Полная изоляция первого контура от остальных позволяет добиться защиты рабочей жидкости и сточных вод от радиоактивного загрязнения. Это позволяет легко охладить жидкость для ее дальнейшей работы, ведь раскрутка турбины не является последним этапом работы второго контура.

После того как водяной пар раскручивает лопатки турбины, он поступает в специальные конденсаторы, представляющие собой большие камеры. В них пар остывает и превращается в воду.

Пока температура воды еще очень высока и ее нужно охлаждать. Для этого он поступает в градирню либо напрямую, либо по специальному каналу. Это труба, которую можно увидеть на территории тепловых электростанций. Он имеет высоту около 70 метров, большой диаметр и сужается к вершине. Обычно из него выходят клубы белого пара.

Многие думают, что это дым, но на самом деле это пар. Вода с температурой, близкой к температуре кипения, разбрызгивается на дне этой трубы и смешивается с поступающим с улицы воздухом, всплывает и охлаждается. Средняя градирня может охлаждать до 20 000 кубометров воды в час или примерно 450 000 кубометров в сутки

После охлаждения вода закачивается обратно в систему для нагрева и испарения с помощью специальных насосов. Так как воды требуется много, атомные электростанции сопровождаются довольно большими водохранилищами, а иногда и разветвленной системой каналов. Это позволяет приводу работать без перерыва.

Теперь можно вернуться к одноконтурным и трехконтурным АЭС. Первые имеют более простую конструкцию, так как не имеют второго контура и турбина раскручивается непосредственно водой, нагретой реактором. Сложность заключается в том, что воду приходится так или иначе очищать и такие станции менее экологичны.

Трехконтурная схема используется на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Они считаются более перспективными, но должны быть оснащены дополнительным контуром для предотвращения контакта радиоактивного натрия с водой. Дополнительный контур содержит нерадиоактивный натрий.

Конечно, приведенная выше схема является примерной и упрощенной. Кроме того, на станции имеются различные технические сооружения, командный пульт, большое количество многократно продублированных систем защиты и другие вспомогательные системы. Кроме того, на станции несколько энергоблоков, что также усложняет процесс управления.

На самом деле современная станция может не только работать в автоматическом режиме, но и делать это вообще без человека. По крайней мере, это касается процесса управления силовым агрегатом. Человек необходим для проверки и внесения корректировок в работу в случае нештатной ситуации. Риск этого очень мал, но на всякий случай за пультом дежурят специалисты.

Аварии с радиоактивными выбросами

Если мы уже говорим об авариях на АЭС, давайте обсудим, как они классифицируются и какие из них были самыми крупными.

Для классификации аварий по степени их тяжести и воздействия на людей и природу они делятся на 7 степеней по Международной шкале ядерных событий и получают определенный уровень INES. По этому уровню можно судить о том, пострадали ли люди и насколько сильно пострадало оборудование самой станции. Не все уровни считаются опасными.

Например, события на Чернобыльской АЭС (26 апреля 1986 г.) и на АЭС Фукусима-1 (11 марта 2011 г.) соответствовали максимальному седьмому уровню, а некоторые аварии, о которых почти никто не знал, соответствовал четвертому уровню. Например, взрыв на Сибирском химкомбинате (Россия, 1993 г.), авария на АЭС Токаймура (Япония, 1999 г.) и авария в Институте радиоэлементов во Флерюсе (Бельгия, 2006 г).

Раз уж речь зашла об авариях, то стоит упомянуть первую аварию с радиоактивным загрязнением. Это произошло в лаборатории Чок-Ривер 12 декабря 1952 года.

Произошло это из-за серии ошибок оператора и сбоев в системе аварийной остановки. Реактор в лаборатории перешел в сверхкритический режим. Цепная реакция поддерживалась сама собой и выделение энергии превышало норму в несколько раз.

В результате была повреждена активная зона и в подвал вылились радиоактивные продукты деления с большим периодом полураспада вместе с большим количеством охлаждающей воды. За год эксплуатации реактор был полностью восстановлен.

Как видите, аварии случаются, и порой их масштабы пугают, но все же, по статистике, эксплуатация АЭС гораздо безопаснее и приносит меньше вреда, чем сжигание топлива. Разница в экологичности достигает уже трех-четырехкратного уровня.

На подходе термоядерные реакторы, которые должны сделать процесс еще более экологичным. Пока проблема в основном только в отработанном топливе. Его надо как-то отключить и похоронить. Над этим работают ученые. Будем надеяться, что они исправят эту проблему.

Самые мощные АЭС в мире

1. Фукусима I и II (Фукусима), Япония (8 814 МВт)
2. Кашивазаки-Карива, Япония (7 965 МВт)
3. Запорожская АЭС, Украина (6000 МВт)
4. Йонгван, Южная Корея (5875 МВт)
5. Гравелин, Север, Франция (5460 МВт)
6. Палуэль, Верхняя Нормандия, Франция (5320 МВт)
7. Каттеном, Лотарингия, Франция (5 200 МВт)
8. Брюс Каунти, Онтарио, Канада (4693 МВт)
9. Охи, Фукуи, Япония (4494 МВт)
10. Винтерсбург, Аризона, США (3942 МВт)

Несмотря на аварию на станции Фукусима, она продолжает работать.

В настоящее время в мире насчитывается 192 атомные электростанции. Всего на них размещается 438 силовых агрегатов. Они расположены в 31 стране. При этом США являются явным лидером в производстве ядерной энергии. Суммарная мощность энергоблоков в этой стране составляет более 100 ГВт, а это чуть больше четверти мирового производства такой энергии.

В этом рейтинге Россия находится лишь на четвертом месте с результатом 6% (около 25 ГВт). Франция (17% и 66 ГВт) и Япония (12% и 46 ГВт) заняли второе и третье места соответственно).

В России эксплуатируются 9 атомных электростанций с 33 энергоблоками. Выше расположены самые мощные электростанции мира, среди них нет российских, а ближайшая к нам находится на территории Украины — Запорожская АЭС (6 ГВт).

Оцените статью
Блог об электричестве
Adblock
detector