Содержание
Ядерное топливо БалАЭС
Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов и поставляется компанией «ТВЭЛ».
На АЭС ядерное топливо приходит в виде сложных машиностроительных изделий — тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих таблетки из диоксида урана, слабообогащённого по 235-му изотопу.
Применяющиеся на БАЭС бесчехловые ТВС представляют собой шестигранник длиной около 4,5 м и массой около 760 кг, с размером «под ключ» 234 мм, общее их число в активной зоне — 163.
Каждая состоит из 312 ТВЭЛов и имеет 18 трубчатных каналов для входа органов регулирования (поглощающих элементов, ПЭЛов).
ТВЭЛ представляет собой трубку из циркония, легированного ниобием наружным диаметром 9,1 мм, внутри него находится столб из топливных таблеток, каждая высотой 20 мм и диаметром 7,57 мм с отверстием 1,5 мм в середине.
ПЭЛы такого же диаметра содержат уплотнённый порошок карбида бора и, в нижней части, титанат диспрозия.
В активной зоне 61 орган регулирования, в каждом пучке 18 поглощающих стержней. Также в ТВС в различной форме присутствует выгорающий поглотитель, необходимый для выравнивания величины энерговыделения в течение топливной кампании, первоначально в виде стержней с выгорающим поглотителем (СВП), позднее его стали вносить непосредственно в топливную матрицу. По заводской терминологии ТВС с ПЭЛами и СВП в сборе называют кассетами.
Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце борной кампании реактора треть ТВС выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону, для этих целей в гермооболочке имеется специальная перегрузочная машина МПС-В-1000-3, изготовленная ПО «Атоммаш».
При загрузке свежих ТВС полностью меняют конфигурацию топлива в активной зоне, приводя её в состояние, рассчитанное в специальном комплексе промышленного программного обеспечения «КАСКАД» разработки Курчатовского института.
Сложнейшие нейтронно-физические и технико-экономические расчёты производятся на годы вперёд, в соответствии с ними заводу заказываются ТВС с различными обогащениями, содержаниями поглотителя и другими характеристиками.
После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, располагающийся рядом с реактором.
В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 1,1·1016 Бк радиоактивных веществ, с мощностью тепловыделения 100 КВт.
За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения.
По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.
Преимущества и недостатки атомных станций:
К плюсам и преимуществам АЭС следует отнести:
– отсутствие выбросов парниковых газов в атмосферу. Вредные выбросы присутствуют лишь в тех случаях, когда подключаются резервные дизельные генераторы, что происходит редко,
– существенное сокращение эмиссии углекислого газа. Согласно расчетам специалистов, в Европе атомные станции позволяют сократить выбросы углекислого газа примерно на 700 млн тонн в год,
– более низкий уровень радиоактивного излучения в сравнении с угольными электростанциями,
– отсутствие зависимости от источников топлива ввиду того, что для работы АЭС оно требуется в небольших объемах,
– высокую мощность (от 1000 до 1600 мегаватт на энергоблок) и круглосуточную работу,
– низкую стоимость производства энергии (что особенно относится к тепловой).
Недостатки атомных электростанций:
– опасность облученного топлива, переработка которого является сложной и дорогостоящей,
– весьма тяжкие последствия для окружающей среды в случае возникновения чрезвычайных ситуаций,
– необходимость высоких капиталовложений.
Несмотря на свои минусы, атомная энергетика на сегодняшний день рассматривается в качестве наиболее перспективного способа получения энергии.
Примечание: Фото //www.pexels.com, //pixabay.com
Найти что-нибудь еще?
карта сайта
Коэффициент востребованности
6 047
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.
- 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.
- 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.
- 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.
- 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.
Конструкция и действие ядерной установки
Сердцем любой установки является ядерный реактор, от которого напрямую зависит, как работает атомная электростанция. Внутри него происходит распад тяжелых ядер на более мелкие фрагменты. Находясь в состоянии сильного возбуждения, они начинают испускать нейтроны и другие частицы.
Воздействие нейтронов приводит к новым делениям, после чего их становится еще больше и в результате возникают непрерывные самоподдерживающиеся расщепления, известные как цепная реакция. Данный процесс осуществляется с выделением большого количества энергии, которая является основной целью всей работы АЭС и определяет ее мощность.
Примерно 85% от общего количества энергии высвобождается за очень короткий промежуток времени от начала реакции. Остальные 15% дает радиоактивный распад продуктов деления после излучения ими нейтронов. После распада атомы приходят в более стабильное состояние, а сам процесс продолжается и по окончании деления.
Типовой ядерный реактор включает в себя следующие компоненты:
- Обогащенный уран и другое ядерное топливо.
- Теплоноситель, с помощью которого выводится энергия, полученная при работе реактора.
- Регулировочные стержни.
- Замедлитель нейтронов.
- Защитная оболочка против излучения.
В активную зону установки помещены ТВЭЛ – тепловыделяющие элементы, содержащие ядерное топливо. Они скомпонованы в кассеты, по нескольку десятков элементов. Внутри каждой кассеты имеются каналы, по которым циркулирует теплоноситель. С помощью ТВЭЛ можно регулировать уровень мощности реактора.
Принцип такой регулировки заключается в следующем:
- Топливный стержень должен иметь определенную критическую массу, по достижении которой и начинается ядерная реакция.
- Каждый отдельный стержень имеет массу, не дотягивающую до критической. Реакция будет происходить, если в активную зону будут помещены все стержни.
- Путем погружения и извлечения топливных стержней, реакцию можно сделать управляемой, в том числе регулировать мощность.
- Когда значение массы превышает критическое, происходит выброс нейтронов топливными веществами. Далее наступает столкновение выброшенных частиц с атомами.
- Все это приводит к образованию нестабильного изотопа. Его распад наступает сразу же, с выделением тепла и энергии в виде гамма-излучения.
Во время столкновения кинетическая энергия частиц переходит друг к другу и число распадов еще больше увеличивается со скоростью геометрической прогрессии. При отсутствии управления такая реакция происходит мгновенно и сопровождается сильным взрывом, в реакторе этот процесс постоянно контролируется.
Как работает АЭС
Энергия деления ядер урана используется в атомных электростанциях (АЭС). Процесс деления урана очень опасен. Поэтому ядерные реакторы окружают плотные защитные оболочки. Распространен тип реактора с водой под давлением.
Теплоносителем является вода. Холодная вода поступает в реактор под очень высоким давлением, которое препятствует ее закипанию.
Холодная вода, проходя через активную зону реактора, действует также как замедлитель — замедляет быстрые нейтроны, чтобы они ударялись о ядра урана и вызывали цепную реакцию.
Ядерное топливо (уран) находится в активной зоне в виде стержней тепловыделяющей сборки. Топливные стержни в сборке чередуются с управляющими стержнями, которые регулируют скорость деления ядер, поглощая быстрые нейтроны.
При делении высвобождается большое количество тепла. Нагретая вода покидает активную зону под давлением с температурой 300?С и поступает в энергетическую установку, в которой распложены генераторы и турбины.
Горячая вода из реактора нагревает воду второго контура до кипения. Пар направляется к лопастям турбины и вращает ее. Вращающийся вал передает энергию генератору. В генераторе механическая энергия вращения преобразуется в электрическую. Пар охлаждается и вода возвращается обратно в реактор.
В результате этих сложных процессов атомная электростанция вырабатывает электрический ток.
Как видите, расщепляемый изотоп находится в топливных стержнях, расположенных в активной зоне реактора, образуя критическую массу. Управляют ядерной реакцией при помощи управляющих стержней, изготовленных из бора или кадмия. Управляющие стержни, как и топливные, располагаются в активной зоне реактора и, подобно губке, поглощающей воду, действуют на нейтроны, поглощая их. Оператор АЭС, регулируя количество управляющих стержней в активной зоне реактора, управляет скоростью ядерного процесса: замедляет его, опуская управляющие стержни в активную зону реактора; либо ускоряет — поднимая стержни.
Казалось бы, все замечательно — атомная энергетика является неиссякаемым высокотехнологичным источником электроэнергии и за ней будущее. Так люди думали до 26 августа 1986 года. Авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС все перевернула с «ног на голову» — «мирный» атом оказался не таким уж и мирным, если обращаться с ним пренебрежительно.
Топливо для АЭС
На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.
Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.
Обогащенный уран
Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).
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.
Атомная энергетика России
После распада Советского Союза в 1991 году на территории России находились 28 энергоблоков, общая мощность которых превышала 20 тысяч МВт. За время с 1991 по 2015 годы АЭС России на карте страны получили в эксплуатацию еще 7 ядерных реакторов общей мощностью почти 7 тысяч МВт. В то же время после 2000х остановили работу Обнинской и Сибирской АЭС из-за окончания срока их эксплуатации.
Сегодня АЭС на карте России – это десять атомных станций, большинство из которых были открыты во времена Советского Союза и дополнены новыми реакторами уже в независимое время.
Карта АЭС России включает в себя 10 работающих атомных станций. Действующие атомные станции в России – Балаковская, Белоярская, Билибинская, Калининская, Кольская, Курская, Ленинградская, Нововоронежская, Ростовская, Смоленская.
На десяти АЭС России эксплуатируются 34 энергоблока общей мощностью 26 240 МВт. А именно:
- 18 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (водо-водяные реакторы), из них 11 реакторов ВВЭР–1000 и 6 атомных реакторов ВВЭР–440.
- 15 энергоблоков с канальными реакторами, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК–1000 (водо-водяные кипящие реакторы) и 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП–6 (графито — водные реакторы).
- 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, БН–600.
Долгое время БН-600 был единственным реактором в мире, работающим на быстрых нейтронах. Этот реактор работает на уране-238, что экономит деньги на обогащении урана-235, кроме того, он способен работать на так называемом «отвальном уране», то есть остатках отработанного урана из привычных реакторов на медленных нейтронах. Реактор БН-600 работает на Белоярской АЭС России. Он был запущен в 1980 году. В апреле 2010 года было выдано разрешение на продление его эксплуатации до 2020 года. Атомные станции России на карте страны сосредоточены в основном на северо-западе. Карта АЭС России сегодня выглядит так: Атомные станции России производят около 18.6% от всей электроэнергетики страны. При этом в Европейской части России доля атомной электроэнергии – около 30%, на Северо-Западе страны и того больше – 37%.
Вклад АЭС России в мировую атомную энергетику – 6%. Для сравнения, в США производят 26% от мировой атомной энергетики, во Франции – 17%, в Японии – 12%. В Китае 4%. Россия в этом рейтинге на четвертом месте.
Атомные станции России, карта мировых АЭС. Кроме проектирования и строительства ядерных реакторов в России ведется добыча и переработка урановых руд. Таким образом, АЭС в России получают местное урановое топливо. Расскажет о том, чем «питаются» АЭС России карта добычи российского урана.
Атомная станция теплоснабжения
Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.
Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):
- Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
- Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.
На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:
- Воронежская АСТ
- Горьковская АСТ
- Ивановская АСТ (только планировалась)
Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.
В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.
Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»
Предыстория
28 сентября 1942 года Госкомитет обороны СССР утвердил создание специальной ядерной лаборатории в Академии наук, а также принял решение разрешить производство урана. С 2005 года эта дата отмечается как День ядерной науки.
Российская атомная промышленность относится к 1940-м годам, когда она имела стратегическое значение – главным образом потому, что ее соперники пытались создать ядерное оружие.
После окончания ВОВ государство активизировало исследования и финансировало инициативу по созданию подобного оружия в СССР.
20 августа 1945 года специальный комитет начал исследования, посвященные урановому проекту. Главой Комитета стал Лаврентий Берия.
Это событие стало поворотным моментом. На следующий год развернули обширную программу.
Проект контролировал Игорь Курчатов, также известный как отец атомной бомбы и пионер ядерной энергии для гражданского использования.
Новая программа позволила использовать ядерную энергию в различных секторах экономики, таких как транспорт и энергетика.
Это был рассвет новой российской ядерной эры. В последующие десятилетия у нее были максимумы и минимумы, среди которых Чернобыльская катастрофа.
Российские ученые-ядерщики работали над крупномасштабными проектами, производя технологические достижения и превращая ядерный сектор в одну из самых успешных частей экономики.
Аварии с радиоактивными выбросами
Если уж мы заговорили об авариях на атомных станциях, давайте обсудим, как они классифицируются и какие их них были самыми крупными.
Для классификации аварий по их серьезности и силе воздействия на человека и природу они делятся на 7 степеней по Международной шкале ядерных событий, получая определенный уровень INES. На основании этого уровня можно судить был ли причинен вред людям и насколько было повреждено оборудование самой станции. Далеко не все уровни считаются опасными.
Например, инциденты на Чернобыльской АЭС (26 апреля 1986 года) и на АЭС Фукусима-1 (11 марта 2011 года) соответствовали максимальному седьмому уровню, а некоторые аварии, о которых даже почти никто не узнал, соответствовали четвертому уровню. Например, взрыв на Сибирском химическом комбинате (Россия, 1993 год), авария на ядерном объекте Токаймура (Япония, 1999 год) и авария в институте радиоэлементов во Флёрюсе (Бельгия, 2006 год).
Это Чок-Ривер.
Раз уж заговорили об авариях, стоит упомянуть и первую аварию с радиоактивным загрязнением. Оно произошло в Чок-Ривер лаборатории 12 декабря 1952 года.
Произошло оно вследствие ряда ошибок оператора и сбоев в системе аварийной остановки. Реактор в лаборатории вышел в надкритический режим работы. Цепная реакция сама себя поддерживала и выделение энергии в несколько раз превысило норму. В итоге активная зона была повреждена и радиоактивные продукты деления с большим периодом полураспада вместе с массой охлаждающей воды вылились в подвальное помещение. За год работы реактор был полностью восстановлен.
Как видим, аварии случаются и иногда их масштабы устрашают, но все равно по статистике работа АЭС гораздо безопаснее и несет меньше вреда, чем сжигание топлива. Разница экологичности уже достигает трех-четырехкратного уровня. На подходе термоядерные реакторы, которые должны сделать процесс еще более экологичным. Пока, по большому счету, проблема только в отработанном топливе. Его надо как-то деактивировать и захоранивать. Ученые работают над этим. Будем надеяться, что они решат эту проблему.
Как строили атомную станцию Балаково
В 1970-х годах в Поволжье начали выбор территории для будущей атомной станции, сначала ее хотели назвать Приволжской.
28 октября 1977 года состоялась торжественная закладка символического первого камня в основание будущей АЭС.
Строительство станции началось в 1980 году, строительство транспортных и инженерных коммуникаций началось с октября 1977 года.
Благодаря такой известности на строительство приехало много добровольцев-строителей со всей страны, только по комсомольским путёвкам участие в стройке принимали около 500 человек. В сборке турбин принимала участие высококлассная бригада из Болгарии в количестве 12 человек. Максимальное количество строителей составило почти 8 000 человек.
По титулу Балаковской АЭС были построены жилые микрорайоны (11481 квартира общей площадью 541,5 тыс. м²), в том числе три школы и одиннадцать детских садов, многочисленные учреждения культуры и спорта, магазины и предприятия общественного питания практически третья часть 200-тысячного города.
Первый энергоблок был пущен 12 декабря 1985, первый промышленный ток он дал 24 декабря. Акт о приёмке законченного строительством пускового комплекса первого энергоблока станции был подписан Государственной приёмочной комиссией 28 декабря 1985 года. Второй энергоблок запущен 10 октября 1987, третий — 28 декабря 1988.
Строительство первой очереди было завершено пуском четвёртого энергоблока 12 мая 1993. Энергоблок № 4 стал первым, введённым в эксплуатацию в России после распада СССР, и на 8 лет, до пуска 1-го блока Ростовской АЭС, единственным.
Большую роль в осуществлении этого события сыграл Павел Леонидович Ипатов, в то время директор станции, сумевший при отсутствии реальных денежных средств из-за тотальных неплатежей и отмене плановой системы поставок материалов и оборудования закончить строительство, начатое в 1983 году.
Первая электростанция в мире
Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.
Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.
На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.
Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.
Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.
30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.
На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.
Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.
В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.
Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.
В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.
Электростанция Зимнего дворца
В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.
Автором проекта выступил техник дворцового управления Василий Леонтьевич Пашков.
Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.
Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.
Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.
9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.
Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».
Как выглядела станция
Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.
Было предложено три режима освещения:
- полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
- рабочее – 230 ламп накаливания;
- дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.
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).
Первый барьер – прочность урановых таблеток
Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления
Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
Третий барьер – прочный стальной корпус реактора, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.
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.
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.
Белоярская АЭС. Дважды первопроходец
Итак, теперь давайте перейдем к действующим АЭС. Первая из них – это Белоярская АЭС, в 20 км от которой я живу. Это моя любимая АЭС, на которой я бывал уже много раз. После Обнинской, это была первая крупная гражданская АЭС, т.е. не двойного назначения и не на территории ядерного комбината. Она построена именно для выработки электроэнергии и тепла и не применялась для наработки плутония. Ее топливо даже не перерабатывали, о чем у меня, как ни странно, тоже есть отдельная статья.
Реакторы первой очереди выработали свой ресурс и были остановлены к 1989 году. Сейчас на АЭС работают два новых реактора с совершенно иной конструкцией – это реакторы на быстрых нейтронах.
Энергоблоки Белоярской АЭС. Инфографика автора
С 1980 года на Белоярской АЭС работает реактор БН-600, а с 2015 года – БН-800. 600 и 800 – это проектная электрическая мощность этих реакторов, хотя по факту она увеличена почти на 10%. Это единственные в мире на текущий момент энергетические реакторы АЭС на быстрых нейтронах. Благодаря им, хотя были и другие меньшей мощности, у нашей страны накоплен самый большой опыт эксплуатации быстрых реакторов, которые могут составить основу или существенную долю атомной энергетики в будущем. Им, конечно, надо посвятить отдельные статьи и видео.
Скажу лишь о главной особенности. Это реакторы, в которых основное деление тяжелых ядер идет быстрыми нейтронами, частично о том что это такое я рассказывал в прошлой статье про реакторы со спектральным регулированием. Быстрые реакторы позволяют вовлекать в топливный цикл не только уран-235, которого в природном уране всего 0,7%, но и основной изотоп уран-238, которого там более 99%. Они же позволяют замыкать топливный цикл, используя в качестве топлива то, что выгружается из других реакторов. БН-800 уже переводится на полную загрузку МОКС-топливом, не требующем добычи природного урана. Оно изготавливается из плутония, выделенного из отработавшего топлива других реакторов, и из запасов отвального обедненного урана.
Про обедненный отвальный уран и МОКС-топливо у меня тоже есть отдельная статья, и даже целый цикл статей, если говорить в целом о проблеме обедненного гексафторида урана, который к нам периодически завозят из-за границы под шум антиядерных экологических активистов.
Реактор БН-800
Белоярская АЭС долгое время была единственной станцией в нашей стране, на которой работали реакторы разных типов – канальные уран-графитовые АМБ и быстрые натриевые БН. Сейчас к такой станции можно отнести Ленинградскую АЭС, т.к. там одновременно работают и РБМК и ВВЭР, но мы до этого дойдем.
