большими уклонами с использованием переброски стока в соседние бассейны, но
главное — строительство мощных ГЭС на крупных реках Сибири и Д. Востока —
Енисее, Ангаре, Лене и др. ГЭС, сооружаемые в богатых гидроэнергоресурсами
р-нах Сибири и Д. Востока, вместе с тепловыми электростанциями, работающими
на местном органическом топливе (природный газ, уголь, нефть), станут
основной энергетической базой для снабжения дешёвой электроэнергией
развивающейся промышленности Сибири, Средней Азии и Европейской части СССР.
атомная ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС), электростанция, в которой атомная
(ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС
является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в
реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых
элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС),
преобразуется в электроэнергию, В отличие от ТЭС, работающих на
органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе 233U, 235U,
239Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500
квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного
топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего
(уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных
запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это
открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих
потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё
увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей
мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом
тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений
органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире
наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это
создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы
топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего
развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в
энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт
была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного
ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие
нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной
научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии
(август 1955, Женева).
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100
Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось
строительство Белоярской АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок
мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок
мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная
особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужных параметров)
непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные
современные турбины почти без всяких переделок.
В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт.
Себестоимость 1 квт • ч электроэнергии (важнейший экономический показатель
работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она
составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп.
в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для
промышленного пользования, но и как демонстрация объект для показа
возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности
работы АЭС. В ноября 1965 в г. Мелекессе Ульяновской обл. вступила в
строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт.,
реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В
декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).
За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была
введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в
строй АЭС 1 мощностью 60 Мвт. в Шиппингпорт (США).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение,
приведена на рис. 2. Тепло, выделяется в активной зоне реактора,
теплоносителем вбирается водой (теплоносителем) 1-г контура, которая
прокачивается через реактор циркуляционным насосом г Нагретая вода из
реактора поступав в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло,
полученное в реакторе воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в
парогенераторе, и образуется пар поступает в турбину 4.
Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах 1)
водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2)
графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3)
тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве
замедлителя 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым
замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным
образом накопленным опытом в реактороносителе а также
наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л.
В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На
АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-
газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады
преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот
или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы
термодинамического цикла определяется максимально допустимой темп-рой
оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее,
допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами
теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой
реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными
паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять
относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными
давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-
контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур —
пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным
газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих
реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь
сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину,
или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.
(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно
применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет
роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе
постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их
заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и
приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят
в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с
биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки,
осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляции
контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец.
вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличит,
особенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри
корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах
топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-
каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух.
Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.),
Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают
биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода,
серпантиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью
герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки
теплоносителя, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов
контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и
окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают
в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС
биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются, Радиоактивный
воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием
протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец.
системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения
атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За
выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба
дозиметрического контроля.
При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и
нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в
течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система
расхолаживания имеет автономные источники питания.
Наличие биологической защиты, систем спец. вентиляции и аварийного
расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью
обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий
радиоактивного облучения.
Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала
ТЭС. Отличит, особенность большинства АЭС — использование пара
сравнительно низких параметров, насыщенного или слабо перегретого.
При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней
турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают
сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов
и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и
содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора
активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы
охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью
исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими
параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не
предъявляются.
В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят:
минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными
средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора,
надёжная организация вентиляции помещений. показан разрез главного корпуса
Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале
размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура
контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор—турбина. В машинном
зале расположены турбогенераторы и обслуживающие их системы. Между машинным
