на каком топливе работает аэс в россии
Как работает АЭС?
Как работает АЭС?
Атомная электростанция — комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.
На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии
переходит в тепловую
переходит в механическую
преобразуется в электрическую
2. Тепловая энергия переходит в механическую
Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.
3. Механическая энергия преобразуется в электрическую
Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.
Из чего состоит АЭС?
Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).
Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.
На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.
Какие бывают АЭС?
В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.
В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.
В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.
В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурным реактором
В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами
В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами
В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурными реакторами
АЭС как мощный базовый источник энергии
Атомная энергетика России
История «мирного атома» в СССР и России
Тремя годами позже в Петрограде под руководством академика Вернадского начал работу Радиевый институт. Учреждение объединило в себе все организации города, работающие в области радиологии. В плане практической деятельности институт осуществлял научное руководство радиевым рудником и заводом посёлка Бондюга в Татарстане.
На базе учебного заведения в 1933 году проводится Всесоюзная научная конференция, посвящённая проблемам ядерной физики. 1939 год ознаменовался открытием возможности урановой ядерной реакции, в разработке которой приняли участие выдающиеся советские учёные того времени. Через год Президиумом Академии Наук СССР утверждается программа научных исследований.
Вторая мировая война, осуществление управляемой ядерной реакции Э. Ферми в Чикаго, бомбардировка атомными бомбами японских городов Хиросима и Нагасаки и последующие события внесли жёсткие коррективы в работу учёных-ядерщиков. Во главе работ по урану ставят профессора И. В. Курчатова. Создаётся профильная лаборатория, затем институт, который существует и поныне. Чрезвычайная упорная работа приносит результаты:
Строительство атомных электростанций в нашей стране принимает широкие масштабы. 1958 год. Запущена первая очередь Сибирской АЭС (атомная электрическая станция), начато сооружение промышленной Белоярской атомной электростанции. В сентябре 1964 года вступает в строй первый энергоагрегат Нововоронежской АЭС. 1973 год – Ленинградская атомная станция.
Так продолжается вплоть до 1986 года, когда катастрофа планетарного масштаба на Чернобыльской электростанции вынудила пересмотреть доктрину ядерной энергетической безопасности. На территории СССР появилось 11 недостроенных атомных объектов.
После распада Советского Союза в атомной отрасли произошёл целый ряд структурных изменений. Одно ведомство сменяло другое. В 1992 году путём преобразований было создано профильное министерство. Огромные экономические трудности привели к стагнации ядерной индустрии страны. Лишь благодаря высокой потребности в энергоресурсах и активной позиции специалистов атомные мощности и ресурсный человеческий потенциал в значительной степени удалось сохранить. В конце 1991 года в работе оставались 28 энергоблоков производительностью 20 242 МВт.
Для справки: общая мощность электростанций страны составляла на начало 1992 года 211 755 МВт. С 2000 года открывается новый этап атомной энергетики России.
Мировое развитие атомной энергетики
Активная позиция СССР по освоению нового направления энергетики вызвала атомный бум во всём мире. В 1956 году в Великобритании, неподалёку от города Сискейл, начинает работу АЭС под названием Колдер Холл – первая за пределами нашей страны. Станция Шиппингпорт, вырабатывающая 60 МВт, в США выдала электрический ток в 1957 году. Дальше темпы нарастали как «снежный ком»:
Казалось бы, атомная энергетика стала достойной альтернативой традиционным источникам, употребляемым для выработки энергоресурсов. Время и произошедшие события перечеркнули столь поспешные оптимистические выводы. Авария на атомной станции Три-Майл-Айленд в США, Чернобыльская катастрофа на Украине, трагедия Фукусимы-1 показали страшную опасность использования радиоактивных материалов.
Сегодня мировая атомная энергетика, по отчётам Агентства по атомной энергии на начало 2019 года, имеет в своём арсенале 449 реактора общей мощностью 392 ГВт, находящихся в 34 странах. Первыми в отрасли на 2018 год были:
АЭС: как это работает?
Атомная электроэнергетика – современный и быстро развивающийся способ добычи электричества. А вы знаете, как устроены атомные станции? Каков принцип работы АЭС? Какие типы ядерных реакторов сегодня существуют? Постараемся детально рассмотреть схему работы АЭС, вникнуть в устройство ядерного реактора и узнать о том, насколько безопасен атомный способ добычи электроэнергии.
Как устроена АЭС?
Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.
Схема АЭС невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?
Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.
Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки.
Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.
Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.
Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.
Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.
Полная высота гермозоны – 50-60 метров.
Из чего состоит атомный реактор?
Чтобы понять принцип работы ядерного реактора, а значит и принцип работы АЭС, нужно разобраться в составляющих реактора.
Топливо для АЭС
На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.
Обогащенный уран
Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.
Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.
Урановый порошок
Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.
Урановые таблетки
Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.
Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.
Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.
Что такое ТВЭЛ и ТВС?
Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.
Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.
Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.
В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.
Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью.
Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.
Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.
Атомная электростанция: принцип работы
Каков принцип работы АЭС? Принцип работы АЭС базируется на цепной реакции деления атомов радиоактивного вещества – урана. Эта реакция происходит в активной зоне ядерного реактора.
Если не вдаваться в тонкости ядерной физики, принцип работы АЭС выглядит так:
После пуска ядерного реактора из ТВЭЛов извлекаются поглощающие стержни, которые не дают урану вступить в реакцию.
Как только стрежни извлечены, нейтроны урана начинают взаимодействовать друг с другом.
Когда нейтроны сталкиваются, происходит мини-взрыв на атомном уровне, выделяется энергия и рождаются новые нейтроны, начинает происходить цепная реакция. Этот процесс выделяет тепло.
Тепло отдается теплоносителю. В зависимости от типа теплоносителя оно превращается в пар или газ, которые вращают турбину.
Турбина приводит в движение электрогенератор. Именно он по факту и вырабатывает электрический ток.
Если не следить за процессом, нейтроны урана могут сталкиваться друг с другом до тех пор, пока не взорвут реактор и не разнесут всю АЭС в пух и прах. Контролируют процесс компьютерные датчики. Они фиксируют повышение температуры или изменение давления в реакторе и могут автоматически остановить реакции.
Чем отличается принцип работы АЭС от ТЭС (теплоэлектростанций)?
Различия в работе есть только на первых этапах. В АЭС теплоноситель получает тепло от деления атомов уранового топлива, в ТЭС теплоноситель получает тепло от сгорания органического топлива (угля, газа или нефти). После того, как или атомы урана, или газ с углём выделили тепло, схемы работы АЭС и ТЭС одинаковы.
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.
Несколько фактов об атомных реакторах…
Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.
Водо-водяной реактор
Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.
Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.
Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.
Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.
То, как работают АЭС далее, уже хорошо известно — вода второго контура в парогенераторах превращается в пар, пар вращает турбину, а турбина приводит в движение электрогенератор, который вырабатывает электроэнергию.
Безопасность работы АЭС
Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности.
Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.
В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).
Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.
Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».
Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.
Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.
Генерация электроэнергии
Концерн «Росэнергоатом», входящий в Электроэнергетический дивизион Госкорпорации «Росатом», является крупнейшей генерирующей компанией в России и 2-й в мире по объему атомных генерирующих мощностей, уступая лишь французской EDF.
В общей сложности на 11 АЭС России эксплуатируются 38 энергоблоков установленной мощностью 30,3 ГВт, из них:
— 21 энергоблок с реакторами типа ВВЭР (из них 3 энергоблока – ВВЭР-1200, 13 энергоблоков – ВВЭР-1000 и 5 энергоблоков – ВВЭР-440 различных модификаций);
— 13 энергоблоков с канальными реакторами (10 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000 и 3 энергоблока с реакторами типа ЭГП-6);
— 2 энергоблока с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (БН-600 и БН-800).
— 2 реактора ПАТЭС типа КЛТ-40С электрической мощностью 35 МВт каждый.
Доля выработки электроэнергии атомными станциями в России составляет около 19% от всего производимого электричества. При этом в Европейской части страны доля атомной энергетики достигает 30%, а на Северо-Западе – 37%.
АЭС России вносят заметный вклад в борьбу с глобальным потеплением. Благодаря их работе ежегодно предотвращается выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа (СО2).
Приоритетом эксплуатации российских АЭС является безопасность. За последние 20 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше первого уровня по Международной шкале INES. Неуклонно сокращается число внеплановых отключений АЭС от сети и внеплановых остановов работы реакторов. Радиационный фон в районах расположения АЭС не превышает установленных норм и соответствует природным значениям, характерным для соответствующих местностей.
Важной задачей в сфере эксплуатации российских АЭС является повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) работающих станций. Для решения этой задачи была разработана специальная программа, которая обеспечивает существенный рост выработки электроэнергии.
Действующие АЭС
Балаковская АЭС
Расположение:
близ г. Балаково (Саратовская обл.)
Типы реакторов: ВВЭР-1000
Энергоблоков в эксплуатации: 4
Годы ввода в эксплуатацию:
1985, 1987, 1988, 1993
Балаковская АЭС относится к числу крупнейших и современных предприятий энергетики России, обеспечивая четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе. Ее электроэнергией надежно обеспечиваются потребители Поволжья (76% поставляемой электроэнергии), Центра (13%), Урала (8%) и Сибири (3%). Она оснащена реакторами ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы корпусного типа с обычной водой под давлением). Станция является признаным лидером по многим показателям. Она признавалась лучшей АЭС России в 1995, 1999-2000, 2003, 2005-2009, 2011-2014 и 2016-2017 годах.
Белоярская АЭС
Расположение:
близ г. Заречный (Свердловская обл.)
Типы реакторов: АМБ-100/200, БН-600, БН-800
Энергоблоков в эксплуатации: 2 (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 первая с реакторами разных типов на площадке. Именно на Белоярской АЭС эксплуатируется – самый мощный энергоблок в мире с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (№ 4). 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 был принят в промышленную эксплуатацию 1 ноября 2016 года.
Билибинская АЭС
Расположение: близ г. Билибино (Чукотский автономный округ)
Типы реакторов: ЭГП-6
Энергоблоков в эксплуатации: 3 (блок № 1 выведен из эксплуатации)
Годы ввода в эксплуатацию:
1974 (2), 1975, 1976
Станция производит около 50% электроэнергии, вырабатываемой в регионе. В настоящий момент на АЭС эксплуатируются три уран-графитовых канальных реактора типа ЭГП-6 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 январе 2019 года Ростехнадзор выдал «Росэнергоатому» лицензию на эксплуатацию в режиме без генерации энергоблока № 1 станции, остановленного для вывода из эксплуатации.
Калининская АЭС
Расположение: близ г. Удомля (Тверская обл.)
Тип реактора: ВВЭР-1000
Энергоблоков в эксплуатации: 4
Год ввода в эксплуатацию:
1984, 1986, 2004, 2012
В составе Калининской атомной станции четыре действующих энергоблока с водо-водяными энергетическими реакторами ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт (эл.) каждый. Калининская АЭС вырабатывает 70% от всего объема электроэнергии, производимой в Тверской области, и обеспечивает электроэнергией большинство промышленных предприятий Тверской области. Благодаря своему географическому расположению, станция осуществляет высоковольтный транзит электроэнергии и выдает мощность в Единую энергосистему Центра России, и далее по высоковольтным линиям — в Тверь, Москву, Санкт-Петербург, Владимир и Череповец. В рамках выполнения отраслевой Программы увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках АЭС на 2011–2015 гг. на энергоблоках Калининской АЭС реализуется программа увеличения мощности реакторной установки до 104% от номинальной. В 2014 году получена лицензия Ростехнадзора на эксплуатацию энергоблока № 1 в продленном сроке (до 28 июня 2025 года). Этому предшествовало выполнение масштабной программы модернизационных работ, которые проводились, начиная с 2009 года. В ноябре 2017 года была получена лицензия Ростехнадзора на продление срока эксплуатации энергоблока № 2 на 21 год, до 30 ноября 2038 года. Этому предшествовало выполнение целого ряда подготовительных мероприятий (включая полную модернизацию третьей системы безопасности, замену комплекса электрооборудования системы управления и защиты реактора, аппаратуры автоматического контроля нейтронного потока и др.).
Кольская АЭС
Расположение: близ г. Полярные Зори (Мурманская обл.)