конструктивные особенности атомных электростанций

Дорожно-строительный факультет
191
УДК 502: 621.039.5/.311.25
М.П. ПОРОТНИКОВ
Научный руководитель:
Т.А. КОЖУХАРЬ, канд. геол.-мин. наук, доцент
КОНСТРУКТИВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ
АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ (АЭС)
История овладения атомной энергией – от первых опытных экспериментов – насчитывает около 60 лет, когда в 1939 г. была открыта реакция деления урана. В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-Азиатском континенте ядерный реактор. В 1954 г. начала работать первая
в мире атомная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы
вышло первое в мире атомное судно ледокол Ленин. Начиная с 1970 г. во
многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по
всему миру.
Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека – от стирки белья до исследования Луны и Марса – требуют расхода энергии. На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. В России эксплуатируются 9 атомных электростанций.
АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при
правильной их эксплуатации это чистые источники энергии.
В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят
практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС и предприятий атомного топливного цикла образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность.
Развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать
о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести к катастрофическим последствиям.
Атомная электростанция (АЭС) – Комплекс сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции. Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или
атомным) реактором.
Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена
замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). Устройство АЭС.
Главными циркулирующими насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где та нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции. Нагретый теплоноситель разделяется на пар
и воду. К паровой турбине подается насыщенный пар под давлением 6,4 МПа.
Турбина приводит в движение ротор электрогенератора. В конденсаторе происходит охлаждение пара и превращение его в питательную воду. Охлажденный
теплоноситель вновь поступает в реактор. В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглоща-
192
Материалы 57-й научно-технической конференции
ют нейтроны. Контуры реактора герметичны для безопасности работы реактора
для персонала и населения. Система управления и защиты реактора (СУЗ) –
стержни, содержащие поглощающий нейтроны элемент (бор) предназначены
для быстрого прекращения цепной ядерной реакции.
Рис. 1. Схема устройства атомной электростанции
Наряду с описанным выше ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы,
работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238,
поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β-распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива.
Данный тип реактора действует на Белоярской атомной электростанции
им. И.В. Курчатова (БАЭС) расположенной в городе Заречный, Свердловской
области, вторая промышленная АЭС в стране (после Сибирской). На станции
были построены три энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах
и один действующий ныне 3-й энергоблок с реактором на быстрых нейтронах
БН-600. Электрическая мощность энергоблока 600 МВт. Он введен в эксплуатацию в апреле 1980 г. и стал первым в мире и самым мощным энергоблоком
с реактором на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя в реакторе
БН-600 используется щелочной металл – натрий в жидком состоянии.
На Японской АЭС «Фукусима-1», которая пострадала от произошедшего 11 марта 2011 г. землетрясения, стоит производная от старого американского реактора типа BWR (реактор в котором теплоносителем является кипящая вода). Она имеет набор обычно не сочетающихся в мировой практике характеристик – это корпусной кипящий реактор (BWR), у которого основной
Дорожно-строительный факультет
193
теплоноситель – вода (пусть и кипящая), и она же служит замедлителем нейтронов, то есть по советской классификации он получается водо-водяным. За
счет уменьшенного по размеру контейнмента (защиты реактора) произошло
его повреждение и выброс топлива в теплоноситель.
На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Энергетическая установка, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть,
наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который, нагреваясь, превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию.
Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по
состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений и отступлений от
действующих правил ядерной безопасности.
Авария началась с того, что от перегрева началось разрушение каналов
с ядерным топливом. Это привело к взрыву реактора. Эксперты, из ведущих
ядерных стран разрабатывают проекты по созданию ядерных энергетических
установок на качественно новом уровне безопасности для различных географических зон. Атомная энергетика – активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа,
угля постепенно иссякают, а уран – достаточно распространенный элемент на
Земле Целью настоящей работы было рассказать о современной атомной
энергетике, показать устройство и основные типы ядерных реакторов.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
http://www.belnpp.rosenergoatom.ru/wps/wcm/connect/rosenergoatom/belnpp/
http://www.wdcb.ru/mining/benpp/tab9.html
http://zarcity.narod.ru/baes.htm
http://blogs.privet.ru/community/chaes526/62982026
http://energyfuture.ru/informaciya-ob-ustrojstve-reaktorov-na-aes-fukusima
http://www.rosatom.ru/
http://900igr.net/datas/fizika/JAdro/0064-064-Ris.jpg
http://www.atom44.ru/likbez-po-aes/19
http://www.okbm.nnov.ru/images/img/bn600.jpg
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D0%AD%D0%A1_%D0%A4%D1%83%D0%BA%D
1%83%D1%81%D0%B8%D0%BC%D0%B0-1
11. http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D0%B2%D0%B0%D1%80%D0%B8%D1%8F_%D0
%BD%D0%B0_%D0%A7%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%BE%D0%B1%D1%8B%D0
%BB%D1%8C%D1%81%D0%BA%D0%BE%D0%B9_%D0%90%D0%AD%D0%A1