Атомная электростанция (АЭС) — электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный 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). 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, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира [1].
I. Атомные электростанции
1.1. Типы атомных электростанций
На атомных электростанциях, так же как и на электростанциях, работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в качестве топлива), а другом — при горении органического топлива.
Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями (АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.
Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания [2].
Принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В таблице 1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (-) сочетания замедлителя и теплоносителя.
Таблица 1
|
Замедлитель |
Теплоноситель |
|||
|
Н2О |
Газ |
D2О |
Жидкий металл |
|
|
Н2О |
+ |
- |
- |
- |
|
Графит |
+ |
+ |
- |
- |
|
D2О |
+ |
+ |
+ |
- |
|
Отсутствует |
- |
+ |
- |
+ |
Все реакторы можно классифицировать по назначению:
энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);
- исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);
- транспортные (компактность, маневренность);
- промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);
- многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);
виду замедлителя
- легководные (наиболее компактны);
- графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);
- тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);
виду теплоносителя
- легководные (наиболее распространенные);
- газоохлаждаемые (также широко распространены);
- тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);
- жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);
энергетическому спектру нейтронов
- на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);
- на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);
- на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);
структуре активной зоны
- гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);
- гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).
Особенность современной ядерной энергетики — использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном уране его всего 0,7 %. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по 235U составляет 2,0–4,4 %, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах [5].
1.2 Тепловые схемы АЭС
В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее тело — это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.
Назначение теплоносителя на АЭС — отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.
АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2-х и 3-х контурными. Недостаток — все оборудование работает в радиационно-активных условиях.
АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя — первый контур, контур рабочего тела — второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно-активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной.
АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя и рабочего тела присутствует также и промежуточный контур. Промежуточный контур призван предотвратить опасность выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором и возможно перетекание теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура в случае, если теплоносители (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.
При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в таких условиях, принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).
Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).
Основные технико-экономические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.
Таблица 2
|
Показатель |
ВВЭР — 440 |
ВВЭР — 1000 |
РБМК — 1000 |
|
Мощность блока, МВт |
440 |
1000 |
1000 |
|
Мощность турбогенератора, МВт |
220 |
500 |
500 |
|
Число турбин в блоке, шт |
2 |
2 |
2 |
|
Давление пара перед турбиной, Мпа |
4,32 |
5,88 |
6,46 |
|
КПД (нетто), % |
29,7 |
31,7 |
31,3 |
Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2 [4]. Стоимость 1 кВт установленной мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5–1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы [5]. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях), предназначенных только для производства электроэнергии, кроме того спорной можно считать саму методику определения капитальных вложений в АЭС [3].
1.3 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики
Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:
Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:
- возможность получения большой мощности;
- коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;
- высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);
- малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);
- возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.
Из этого следует:
- высокая эффективность использования горючего;
- минимальные затраты на топливный цикл;
- повышенная безопасность;
- высокая экономичность;
- широкий диапазон использования.
Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах [4].
Заключение
Несмотря на трагические события, связанные с чернобыльской аварией 1986 г., и получившее в связи с этим широкий размах движение против развития ядерной энергетики и строительства АЭС, результаты исследований последних лет в различных областях инженерных дисциплин и физики высоких энергий, а также заключения авторитетных международных комиссий, убедительно свидетельствуют в пользу дальнейшего развития ядерной энергетики в самых широких масштабах. Уже сегодня существуют и одобрены экспертами из ведущих ядерных стран проекты по созданию ядерных энергетических установок на качественно новом уровне безопасности для различных географических зон с отличающимися климатическими условиями.
Литература:
1. Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. — Учебник для техникумов. — М.: Энергоиздат, 1982. — 264 с., ил.
2. Выступление Президента РФ В. В. Путина на саммите тысячелетия. Нью-Йорк, ООН, сентябрь 2000.
3. Terms of Reference for the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles. Vienna: IAEA, Oct. 2000
4. Baradei M. El. Statement to the Forty-Fourth Regular Session of the IAEA General Conference,. Vienna: IAEA, 18 Sept. 2000.
5. Казачковский О. Д. Основы рациональной теории стоимости. М.: Энергоиздат, 2000.
