История создания атомного реактора
Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».
В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.
Первый в мире ядерный реактор
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.
Принцип работы АЭС
Принцип работы атомной электростанции основан на действии ядерного (иногда называемого атомным) реактора – специальной объёмной конструкции, в которой происходит реакция расщепления атомов с выделением энергии.
Существуют различные виды ядерных реакторов:
- PHWR (также имеет название «pressurised heavy water reactor» – «тяжеловодный ядерный реактор»), используемый преимущественно на территории Канады и в городах Индии. В его основе используется вода, формула которой – D2O. Она выполняет функцию как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Коэффициент полезного действия близится к 29%;
- ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
- GCR, AGR (графитоводный). Жидкость, содержащаяся в таком реакторе, выступает в роли теплоносителя. В данной конструкции замедлитель нейтронов – графит, отсюда и название. КПД составляет около 40%.
По принципу устройства реакторы также делят на:
- PWR (pressurised water reactor) – устроен так, что вода, находящаяся под определенным давлением, замедляет реакции и подает тепло;
- BWR (сконструирован таким образом, что пар и вода находятся в главной части устройства, не имея водяного контура);
- РБМК (канальный реактор, имеющий особенно большую мощность);
- БН (система работает за счет быстрого обмена нейтронами).
Устройство и структура атомной электростанции. Как работает АЭС?
Устройство АЭС
Типичная атомная электростанция состоит из блоков, внутри каждого из которых размещены различные технические приспособления. Самый значимый из таких блоков – комплекс с реакторным залом, обеспечивающий работоспособность всей АЭС. Он состоит из следующих устройств:
- реактора;
- бассейна (именно в нем хранят ядерное топливо);
- машины, перегружающие топливо;
- БЩУ (щит управления в блоках, с помощью него за процессом деления ядра могут наблюдать операторы).
Помимо прочего, имеется блок с бассейнами для отработанного топлива и специальные блоки, предназначенные для охлаждения (они называются градирнями). Кроме того, для охлаждения применяются распылительные бассейны и природные водоемы.
https://youtube.com/watch?v=_tcQpawPN_g
Принцип работы АЭС
На всех без исключения АЭС существует 3 этапа преобразования электрической энергии:
- ядерная с переходом в тепловую;
- тепловая, переходящая в механическую;
- механическая, преобразовывающаяся в электрическую.
Уран отдает нейтроны, вследствие чего происходит выделение тепла в огромных количествах. Горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. Поскольку эта вода находится под большим давлением, она остается в жидком состоянии(в современных реакторах типа ВВЭР около 160 атмосфер при температуре ~330 °C). В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, вращающую электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают, он конденсируется и снова поступает в парогенератор. Конденсатор охлаждают водой из внешнего открытого источника воды (например, пруда-охладителя).
И первый и второй контур замкнуты, что снижает вероятность утечки радиации. Размеры конструкций первого контура минимизированы, что также снижает радиационные риски. Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при демонтаже станции.
https://youtube.com/watch?v=tNcnrIYzKhA
Атомная электростанция и ее устройство:
Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка, назначением которой является выработка электрической энергии.
Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка для производства электрической энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).
Отличие АЭС от иных видов электростанций заключается в том, что ее конструкция включает в себя ядерный реактор, являющийся ее основным компонентом. В качестве топлива в ней применяется уран-235.
АЭС располагается на территории нескольких зданий, в которых размещается комплекс сооружений, систем и оборудования, требуемых для обеспечения ее работы.
В главном корпусе АЭС находится реакторный зал, в котором располагаются:
– реактор,
– специальный бассейн, служащий для выдержки ядерного топлива,
– машина для выполнения перегрузок топлива (перегрузочная машина).
Работа этого оборудования контролируется персоналом – операторами, использующими в этих целях блочный щит управления.
Ключевой элемент реактора – зона, располагающаяся в бетонной шахте. В нем также предусмотрена система, обеспечивающая управление и защитные функции; с ее помощью можно выбирать режим, в котором должна проходить управляемая цепная реакция деления. Система обеспечивает и аварийную защиту, что позволяет оперативно прекратить реакцию в случае возникновения внештатной ситуации.
Во втором здании АЭС находится турбинный зал, в котором располагаются турбина и парогенераторы. Кроме того, имеется корпус, в котором перегружается ядерное топливо и хранится отработанное ядерное топливо в специально предусмотренных бассейнах.
На территории атомной станции располагаются конденсаторы, а также градирни, охладительный пруд и брызгальный бассейн, представляющие собой компоненты оборотной системы охлаждения. Градирнями называются башни, выполненные из бетона и по форме напоминающие усеченный конус; в качестве пруда может служить естественный или искусственный водоем. АЭС оборудована высоковольтными линиями электропередач, простирающимися за границы ее территории.
Строительство первой в мире атомной электростанции было начато в 1950 году в России и завершено четыре года спустя. Для осуществления проекта была выбрана территория неподалеку от пос. Обнинского (Калужская область).
Однако впервые вырабатывать электроэнергию начали в Соединенных Штатах Америки в 1951 году; первый успешный случай ее получения был зафиксирован в штате Айдахо.
В сфере производства электроэнергии лидируют США, где ежегодно вырабатывается более 788 млрд кВт/ч. В список лидеров по объемам выработки также входят Франция, Япония, Германия и Россия.
Катастрофа ХХІ века и её последствия
“Фукусима-1”
В марте 2011 года северо-восток Японии поразило землетрясение, вызвавшее цунами, которая в итоге повредила 4 из 6 реакторов АЭС «Фукусима-1».
Менее чем через два года после трагедии официальное количество погибших в катастрофе превышало 1500 человек, в то время как 20 000 человек до сих пор считаются пропавшими без вести, а еще 300 000 жителей были вынуждены оставить свои дома.
Были и пострадавшие, которые оказались не способны покинуть место происшествия из-за огромной дозы излучения. Для них была организована незамедлительная эвакуация, продолжавшаяся 2 дня.
Тем не менее, с каждым годом методы предотвращения аварий на АЭС, а также нейтрализации ЧП совершенствуются – наука неуклонно идёт вперёд. Тем не менее, будущее явно станет временем расцвета альтернативных способов получения электроэнергии – в частности, логично ожидать появления в ближайшие 10 лет орбитальных солнечных батарей гигантского размера, что вполне достижимо в условиях невесомости, а также прочих, в том числе революционных технологий в энергетике.
Принцип работы трехконтурной АЭС
Это уже более современные электростанции, которые работают на уране-238. Его запасы составляют более 99 % всех радиоактивных элементов в мире (отсюда и следуют огромные перспективы использования). Принцип работы и устройство АЭС такого типа заключается уже в наличии целых трех контуров и активном применении жидкого натрия. В целом, все остается примерно таким же, но с небольшими дополнениями. В первом контуре, нагреваясь непосредственно от реактора, циркулирует этот жидкий натрий при высокой температуре. Второй круг нагревается от первого и также использует ту же самую жидкость, но не настолько разогретую. И только потом, уже в третьем контуре, используется вода, которая нагревается от второго до состояния пара и вращает турбину. Система получается более сложной технологически, но построить такую АЭС нужно только один раз, а потом останется только наслаждаться плодами труда.
Принцип работы ядерного (атомного) реактора
У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.
Приведем ниже схему работы ядерного реактора.
Схема ядерного реактора на АЭС
Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.
Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.
Цепная реакция
Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.
ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету
Виды режимов работы
Под эксплуатацией оборудования АЭС понимается работа оборудования на всевозможных режимах после его монтажа. Поэтому режимы работы в первую очередь подразделяются на пусконаладочные и эксплуатационные.
В пусконаладочных режимах проводится первичное опробование всех систем, обкатка оборудования, физический и энергетический пуски блока с целью выявления технологических, проектных и монтажных дефектов и соответствия основных параметров принятым техническим решениям. При пусконаладочных работах штатные системы контроля добавляются дополнительными временными системами для получения более полной информации о работе оборудования.
При физическом пуске снимаются основные нейтронно-физические характеристики реактора, проверяется работа системы управления и защиты, ее эффективность. При энергетическом пуске исследуются физические, теплофизические, теплогидравлические характеристики реактора, основные характеристики всего тепломеханического оборудования, опробование и наладка всех систем управления, в том числе и в аварийных ситуациях. Для этого вызывают специальное срабатывание аварийных защит.
Пусконаладочные работы проводятся по специально разработанной программе персоналом станции совместно с разработчиками основного оборудования, представителями проектных, монтажных и наладочных организаций. После завершения пусконаладочных работ и пробной эксплуатации оборудования на номинальном режиме блок передается в постоянную эксплуатацию. Номинальный режим работы — это работа блока на номинальной мощности. Эксплуатационные режимы подразделяются на режимы нормальной эксплуатации и аварийные. Режимы нормальной эксплуатации включают в себя стационарные (установившиеся) и нестационарные (динамические) режимы.
В стационарных режимах параметры блока остаются постоянными, в нестационарных режимах они изменяются. Основными эксплуатационными режимами являются стационарные. Динамические режимы связаны с переходными процессами при изменении уровня мощности, с пусками и остановами блока, с различного рода аварийными ситуациями. В настоящее время АЭС, в основном, работают в базисном режиме, когда заданный уровень мощности блока остается постоянным в течение длительного времени. Однако с удельным ростом мощностей на АЭС в общем энергетическом балансе страны возникает необходимость в переменном режиме (режиме регулирования), когда изменение значения мощности следует за суточным графиком электрических нагрузок. В регулируемом режиме станция работает не на номинальной мощности (нёноминальный режим).
Аварийные режимы связаны с нарушениями нормальной работы оборудования, с изменениями тех или иных параметров сверх допустимых пределов. В качестве основных аварийных режимов на АЭС принимаются:
- непредвиденные сбросы и набросы электрических нагрузок;
- полное обесточивание станции (потеря напряжения на шинах собственных нужд);
- незапланированное изменение реактивности вследствие неконтролируемого положения кассет СУЗ реактора, изменение концентрации жидкого поглотителя (борной кислоты);
- резкое сокращение расхода теплоносителя через активную зону или отдельные технологические каналы;
- появление течей на оборудовании или трубопроводах реакторного контура;
- нарушение герметичности твэлов и увеличение радиоактивности теплоносителя сверх нормируемых величин;
- нарушение плотности главных паропроводов.
Наибольшей нестационарностью обладают режимы пуска и останова блока. Эти режимы характеризуются большим количеством переключений в технологической схеме, включением и отключением отдельного оборудования. В настоящее время для осуществления этих режимов широко применяют управляющие вычислительные машины.
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.
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.
Сибирская АЭС. Даже две
Сибирская АЭС
Следующая АЭС на территории России, которая уже тоже не работает – это малоизвестная широкой публике Сибирская АЭС. Сейчас практически все АЭС в Росси находятся в Европейской части, но был период в 60-е, когда основное атомное электричество в СССР вырабатывалось в Сибири. Сибирская АЭС находилась на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в г. Северск Томской области. Это был закрытый комбинат по наработке оружейного плутония, он и сейчас работает, но занимается уже другими задачами. Несмотря на секретность, фильм о Сибирской АЭС показали в 1958 году на Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии.
Заголовок в New York Times в 1958 году о показе в Женеве фильма о Сибирской АЭС
На тот момент она была одной из мощнейших АЭС мира – первый энергоблок имел мощность 100 МВт. В дальнейшем на ней работали 4 реактора, а суммарная мощность выросла до 600 МВт.
Промышленные реакторы СХК были двойного и даже тройного назначения. Т.е. они нарабатывали плутоний, но их спроектировали уже так, что они позволяли вырабатывать электроэнергию и давать тепло для отопления Северска и Томска. С окончанием программы наработки плутония был остановлен и последний реактор станции, в 2008 году.
Один из реакторов СХК. Фото: Страна Росатом
На другом сибирском комбинате по наработке оружейного плутония, Горно-химическом комбинате, в Железногорске, с 1964 по 2010 год тоже работал двухцелевой реактор АДЭ-2. Хотя, как таковой отдельной АЭС его не называли. Но по сути это была третья атомная станция тепло- и электроснабжения в СССР, причем единственная – подземная, т.к. сам комбинат ГХК размещался в горной выработке под землей. Подробнее про отечественные промышленные реакторы я писал отдельную статью.
Кстати, АЭС двойного назначения – это не чисто советская выдумка. Первая такая «двойная» АЭС заработала в Великобритании на два года раньше Сибирской АЭС. Это АЭС Колдер Холл — первая АЭС в Великобритании и на Западе вообще, работавшая на атомном комбинате Селлафилд, где производили оружейный плутоний. В далеком 1956 году ее открывала молодая Елизавета II.
Елизавета II на открытии первой АЭС Великобритании — Колдер Холл (двойного назначения)
Принцип действия ядерного реактора
В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо.
Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.
ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня.
Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.
Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.
В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.
Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.
Это и есть цепная реакция — принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.
Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).
Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.
Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:
- Внутренняя энергия уранового ядра
- Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов
- Внутренняя энергия воды и пара
- Кинетическая энергия воды и пара
- Кинетическая энергия роторов турбины и генератора
- Электрическая энергия
Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.
Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.
Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.
Преимущества и недостатки атомных электростанций
Спрос на электроэнергию, постоянно растет во всем мире. Особенно это касается развитых стран, где потребление значительно опережает выработку электричества. Принимаются меры по использованию альтернативных источников, но заметных практических результатов они пока не дали. Решить эту проблему возможно разными способами, в том числе путем дальнейшего развития и совершенствования атомной энергетики. При этом, нужно обязательно учитывать все плюсы и минусы атомных электростанций.
Строительство новых АЭС имеет несомненные достоинства, среди которых можно отметить следующие:
- Используемые топливные ресурсы обладают высокой энергоемкостью. Полноценное использование одного килограмма урана дает такое же количество энергии, которое получается при сжигании 50 т нефти или 100 т каменного угля. Отсюда и высокий КПД атомной электростанции.
- Возможность переработки ресурсов и их вторичное применение. В отличие от традиционных видов топлива, уран после расщепления вполне может быть использован вновь. В перспективе возможен полный переход к замкнутому циклу, при котором не будут образовываться вредные и опасные отходы.
- Когда эксплуатируется электростанция (АЭС), у нее отсутствует парниковый эффект. Эти установки ежедневно предотвращают выбросы в атмосферу миллионов тонн углекислого газа.
- Независимость реакторов от мест, где располагается топливо. Из-за высокого энергетического эквивалента ядерных ресурсов, процесс их транспортировки не требует существенных затрат.
- Стоимость эксплуатации сравнительно невысокая и не превышает расходы на содержание других типов электростанций.
Однако, учитывая специфику атомных установок, следует отметить и недостатки, связанные с их использованием:
- В первую очередь, это тяжелые последствия, возникающие даже при незначительной аварии. В связи с этим, любая АЭС опасна и требует достаточно сложных систем безопасности с широкими возможностями резервирования. Это позволяет обезопасить основной механизм даже при значительных авариях.
- Необходимость уничтожать отработанное топливо. Его утилизация требует серьезных затрат, достигающих 20% от общих эксплуатационных расходов.
- Для атомных электростанций по техническим причинам нежелательна работа в маневренном режиме.
Тем не менее, несмотря на недостатки, данное направление считается перспективным, поэтому ведутся постоянные исследования по дальнейшему совершенствованию и развитию атомной энергетики.
https://youtube.com/watch?v=6GMDmirH6ts
Все атомные электростанции России
Плавучая атомная электростанция
Аварии на атомных электростанциях
Газотурбинная электростанция (ГТЭС)
Тепловые электростанции (ТЭС)
Волновая электростанция (ВЭС)
энергетика простыми словами
Концы трубок завальцованы в двух вертикальных коллекторах теплоносителя.
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. По сравнению с другими рассмотренными выше типами реакторов они имеют существенно больший коэффициент воспроизводства, близкий к единице.
Установка парогенератора осуществляется на специальных опорах с системой гидроамортизаторов, которые обеспечивают: восприятие весовых и сейсмических нагрузок, перемещение при термическом расширение трубопроводов и корпуса, а также восприятие усилий при возникновении разрыва трубопроводов с условным диаметром до мм.
До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Нейтроны входят в состав всех атомных ядер, кроме ядра водорода.
Статья по теме: Электролаборатория измерительная
Параметры пара в отборах турбины могут быть взяты по рис. На рис. Термоэмиссионные преобразователи ТЭП позволяют получать электроэнергию в результате эмиссии электронов с нагретого до высоких температур катода рис.
Очистка конденсата может идти за счет установки электромагнитного фильтра после деаэратора. Контур теплоносителя — первый контур, контур рабочего тела — второй.
Из перечисленных выше задач и из гл. Схема работы термоэмиссионного преобразователя Для поддержания тока эмиссии к катоду подводится теплота Q1. Радиационная безопасность обеспечивается: созданием надёжных конструкций и устройств биологической защиты персонала от облучений; очисткой воздуха и воды, выходящих из помещений АЭС за ее пределы; извлечением и надёжной локализацией радиоактивных загрязнений; повседневным дозиметрическим контролем помещений АЭС и индивидуальным дозиметрическим контролем персонала. При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т.
Конструкция реактора ВВЭР 1000 — Cấu tạo lò VVER 1000
https://youtube.com/watch?v=lXTW1cfa5dE
