Ядерная электростанция. Как работает АЭС? Крупнейшие электростанции России по федеральным округам

Страница 1 из 3

Атомные электрические станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части.
Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя - водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и канальные.
С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС - отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).

Рис.1. Тепловая схема АЭС:
а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный насос; б - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 - питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура

В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела - вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности - это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.
По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехкотурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600.В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350 - 1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600. Основные характеристики реакторов приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные характеристики реакторов АЭС

Атомные электростанции, где установлены реакторы: ВВЭР-440 - Ровенская и др.; ВВЭР-1000 - Запорожская, Балаковская, Нововоронежская, Калининская, Южно-Украинская и др.; РБМК-1000 - Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская и др.; РБМК-1500 - Игналинская; БН-350 - Шевченковская; БН-600 - Белоярская.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) - реактор корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель - вода под давлением. Рабочее тело на АЭС с реакторами ВВЭР - водяной пар.
Реактор большой мощности кипящий (РБМК) - это канальный реактор, замедлителем в котором служит графит, а теплоносителем - вода и пароводяная смесь.
У реакторов на быстрых нейтронах теплоносителем первого и второго контуров является натрий, тем самым исключается возможность контакта радиоактивного металла с водой. На рис. 2 приведена принципиальная технологическая схема АЭС с ВВЭР. Тепловая энергия из активной зоны реактора 5 в парогенератор 1 переносится водой, циркулирующей под давлением, созданным ГЦН 2. Реактор ВВЭР-1 000 имеет четыре главных циркуляционных контура (на рис. 2 условно показан один контур) и столько же ГЦН.


Рис. 2. Упрощенная технологическая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором:
1 - парогенератор; 2 - главный циркуляционный насос (ГЦН); 3 - компенсатор объема; 4 - гидроаккумулятор системы аварийного охлаждения; 5 - реактор; 6 - установка спецводоочистки; 7 - насос нормальней подпитки и борного регулирования; 8 - теплообменник и насос охлаждения бассейна выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов); 9 - баки аварийного запаса борного раствора системы САОЗ нормальной и повышенной концентрации; 10 - теплообменник расхолаживания реактора; 11 - спринклерные насосы; 12 - насосы аварийного расхолаживания низкого и высокого давления; 13, 15 - аварийный и рабочий насосы подкачки борного концентрата; 14 - бак борного концентрата; 16 - паровая турбина; 17 - сепаратор-пароперегреватель; 18 - быстродействующие редукционные установки (БРУ) сброса пара; 19 - генератор; 20 - маслоохладитель; 21, 22 - газоохладитель и его насос; 23 - насос технической воды; 24 - циркуляционный насос турбины; 25 - конденсатор; 26, 28 - конденсатные насосы первой и второй ступеней; 27- конденсатоочистка; 29 - подогреватель низкого давления; 30 - питательный турбонасос; 31 - пескорезервный питательный электронасос; 32 - насос расхолаживания; 33 - деаэратор; 34 - подогреватель высокого давления; 35 - бак запаса питательной воды; 36 - аварийный питательный насос; 37 - насосы слива теплоносителя I контура

Для поддержания определенного давления пара над уровнем воды в реакторном контуре установлен паровой компенсатор объема 3 с электронагревом, который обеспечивает испарение воды в компенсаторе объема.
Безопасность АЭС обеспечивают системы нормальной эксплуатации, локализующие системы и система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Локализующая система и САОЗ должны обеспечить нераспространение радиоактивности вне герметичных помещений АЭС при всех нормальных и аварийных режимах. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами. Одна из таких систем состоит из баков аварийного запаса борного раствора 9, теплообменника расхолаживания 10, спринклерного насоса 11, насосов аварийного расхолаживания низкого и высокого давления 12. В случае разгерметизации реакторного контура и небольшой течи включаются насосы 12, подающие борированный раствор в контур. При максимальной проектной аварии (МПА) - разрыве главного циркуляцонного контура и падении давления в реакторе в объем над активной зоной и под нее подается вода из гидроаккумулирующих емкостей 4. Это должно предотвратить закипание воды в реакторе. Одновременно борированная вода подается в спринклерные установки и в реакторный контур. В струях воды спринклерной установки пар конденсируется и предотвращается повышение давления в герметичной оболочке. Стекающая в приямки вода охлаждается в теплообменниках 10 и вторично закачивается в контур и в спринклерные установки до полного охлаждения реактора.
Подпитка первого контура при нормальном режиме осуществляется насосами 7 из деаэратора первого контура. При малых расходах борсодержащая вода подается насосами 13 и 15.
Для охлаждения воды в бассейне перегрузки и выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов) имеется теплообменник и насос 8. Насосы 37 необходимы для обеспечения циркуляции охлаждающей жидкости через теплообменник и спецводоочистку.
При помощи системы управления и защиты реактора (СУЗ) осуществляется пуск и останов реактора, вывод и автоматическое поддержание мощности и выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны. Управление и защита реактора осуществляются перемещением в активной зоне реактора поглотителей нейтронов при помощи органов управления.
Технологическая схема второго нерадиоактивного контура АЭС во многом аналогична схеме КЭС.
Конструктивно реакторное отделение с реактором ВВЭР-1000 состоит из герметичной части - оболочки и негерметичной - обстройки. В герметичной части расположено основное оборудование: реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор объема, главные циркуляционные трубопроводы, емкости САОЗ и др. Для обеспечения необходимой степени безопасности оборудование и коммуникации с радиоактивным теплоносителем высокого давления, который при разуплотнении контура дает выход радиоактивных осколков деления наружу, заключены в герметичную оболочку. Оболочка задерживает радиоактивные продукты аварии внутри помещения без ухудшения сверхдопустимого предела радиационной обстановки снаружи оболочки реактора.
В основу компоновки энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 положен принцип модульной компоновки, т.е. в каждом энергоблоке предусмотрены все системы, обеспечивающие радиационную и ядерную безопасность энергоблока, а также аварийный останов, расхолаживание, отвод остаточных тепловыделений и комплекс послеаварийных мероприятий, независимо от режима работы остальных энергоблоков. Общестанционные системы, необходимые для обеспечения работы энергоблоков в режимах нормальной эксплуатации, выделены в отдельные сооружения АЭС.
Герметичная часть имеет цилиндрическую форму и состоит из двух объемов - верхнего и нижнего, которые соединены по воздуху. Верхняя часть перекрыта сферическим куполом. В верхней части оболочки установлено оборудование реакторной установки, системы очистки теплоносителя первого контура, транспортно-технологическое оборудование и вентиляционные системы.
Нижняя цилиндрическая часть оболочки соосна с верхним цилиндром и опирается на фундаментную плиту реакторного отделения. В этой части смонтированы вентиляционные камеры трубопроводов системы аварийного расхолаживания реактора, системы охлаждения шахты реактора и др.
Негерметичная часть реакторного отделения в плане имеет форму квадрата, который охватывает окружность оболочки. В помещениях смонтированы блочные технологические системы, которые по выполняемому функциональному назначению технологических процессов должны располагаться в зоне строгого режима. Реакторное отделение является зоной строгого режима. В помещениях реакторного отделения возможно воздействие на персонал внешнего 0-„ и-, 7-излучений, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных конструкций и оборудования радионуклидами или радиоактивными веществами.
На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 к помещениям зоны свободного режима относятся: машинный зал, где установлена турбина К-1030- 60/1500 или К-1000-60/1500 и турбогенератор ТВВ-1000-4УЗ, приточный 42 вентиляционный центр, блочные щиты управления и другое оборудование, т.е. помещения, в которых персонал не занят непосредственно на работах с источниками ионизирующих излучений. В зоне свободного режима практически исключается воздействие на персонал ионизирующего излучения.
При оценке уровня радиации в помещениях АЭС основным фактором радиационного воздействия является поток ионизирующих излучений, проникающих за биологическую защиту, в основном поток 7-излучения. Во всех зонах АЭС системы вентиляции обеспечивают допустимые концентрации радиоактивных веществ во вдыхаемом воздухе.



Атомные электрические станции (АЭС). Принципиальная схема АЭС. Технологические схемы атомной электростанции (АЭС)

Атомные электрические станции - это тепловые станции, использующие энергию ядерных реакций. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана U-235, содержание которого в природном уране составляет 0,714%. Основная масса урана - изотоп U-238 (99,28% всей массы) при захвате нейтронов превращается во вторичное горючее - плутоний Рu-239. Возможно также использование тория, который при захвате нейтронов превращается в делящийся изотоп урана U-233. Реакция деления происходит в ядерном реакторе. Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами. Их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую подвергают тщательной очистке в неорганических фильтрах.

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Рис. Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение

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 относит 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.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно 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).

Реакторы атомных электростанций с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание U-235 невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей на АЭС используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего - плутония; таким образом может быть использована большая часть U-238.

На последующем этапе развития атомной энергетики намечается освоение термоядерных реакторов, в которых используется энергия реакций синтеза легких ядер дейтерия и трития.

Типы ядерных реакторов

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

• водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя;
• графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем;
• тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя;
• графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. 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 создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, 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 температурой. 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 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, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы 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 циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

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.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

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.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС . В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%).

Из-за аварии в Чернобыле в 1986 году программа развития атомной энергетики была сокращена. После значительного увеличения производства электроэнергии в 80-е годы темпы роста замедлились, а в 1992-1993 гг. начался спад. При правильной эксплуатации, АЭС – наиболее экологически чистый источник энергии. Их функционирование не приводит к возникновению “парникового” эффекта, выбросам в атмосферу в условиях безаварийной работы, и они не поглощают кислород.

К недостаткам АЭС можно отнести трудности, связанные с захоронением ядерных отходов, катастрофические последствия аварий и тепловое загрязнение используемых водоемов. В нашей стране мощные АЭС расположены: в Центральном и Центрально-Черноземном районах, на Севере, на Северо-Западе, на Урале, в Поволжье и на Северном Кавказе. Новым в атомной энергетике является создание АТЭЦ и АСТ. На АТЭЦ, как и на обычной ТЭЦ, производится тепловая и электрическая энергия, а на АСТ – только тепловая. АТЭЦ действует в поселке Билибино на Чукотке, строятся АСТ.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 МВт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.

Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500-7000 ч/год.

Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одно­контурной (рис. а), двухконтурной (рис. б) и трехконтурной (рис. в).

Одноконтурная технологическая схема АЭС

Одноконтурная схема с кипящим реактором и графитовым замедлителем типа РБМК-1000 применена на Ленинградской АЭС. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами типа К-500-65/3000 и двумя генераторами мощностью 500 МВт. Кипящий реактор является парогенератором и тем самым предопределяет возможность применения одноконтурной схемы. Начальные параметры насыщенного пара перед турбиной: температура 284°С, давление пара 7,0 МПа. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

Двухконтурная технологическая схема АЭС

Двухконтурную схему применяют в водо-водяном реакторе типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается до температуры 568-598°С при давлении 12,25-15,7 МПа. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

Трехконтурная технологическая схема АЭС

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН-600. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной. Реактор БН-600 работает в блоке с тремя конденсационными турбинами К-200-130 с начальным давлением пара 13 МПа и температурой 500°С.

При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ; это позволяет снизить «парниковый эффект», ведущий к глобальному изменению климата.

Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции - около 75%, в Бельгии - около 65%, в России - только 12%).

Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (апрель 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Тем не менее с учетом экологической ситуации атомную энергетику следует рассматривать как перспективную.

Атомная электростанция – предприятие, представляющее собой совокупность оборудования и сооружений для выработки электрической энергии. Специфика данной установки заключается в способе получения тепла. Необходимая для выработки электроэнергии температура возникает в процесса распада атомов.

Роль топлива для АЭС выполняет чаще всего уран с массовым числом 235 (235U). Именно потому, что этот радиоактивный элемент способен поддерживать цепную ядерную реакцию, он используется на атомных электрических станциях, а также применяется в ядерном оружии.

Страны с наибольшим количеством АЭС

На сегодняшний день в 31 стране мира функционируют 192 атомные электростанции, использующие 451 энергетический ядерный реактор общей мощностью 394 ГВт . Подавляющее большинство АЭС находится в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще. Еще 41 реактор не производил электричества от 1,5 до 20 лет, причём 40 из них находятся в Японии .

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 - в Китае), либо в Восточной Европе. Две трети строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай , Индию и Россию . КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, ещё около полутора десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.

Помимо США, к списку наиболее продвинутых в области ядерной энергетики стран относят:

• Францию;
• Японию;
• Россию;
• Южную Корею.

В 2007 году Россия приступила к строительству первой в мире плавучей АЭС , позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны . Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает в 2019-2019 годах.

Несколько стран, включая США, Японию, Южную Корею, Россию, Аргентину, ведут разработки мини-АЭС с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов. Предполагается, что малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) могут создаваться с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества . Строительство одного малогабаритного реактора CAREM25 ведётся в Аргентине. Первый опыт использования мини-АЭС получил СССР (Билибинская АЭС).

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:

1. 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%;
2. ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
3. 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?

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).

За данным корпусом следует зал. В нем обустроены парогенераторы и находится основная турбина. Сразу же за ними располагаются конденсаторы, а также линии передачи электричества, выходящие за границы территории.

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.

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.

Защитные механизмы АЭС

Все атомные электростанции в обязательном порядке оснащаются комплексными системами безопасности, например:

• локализующие – ограничивают распространение вредоносных веществ в случае аварии, повлекшей выброс радиации;
• обеспечивающие – подают определённое количество энергии для стабильной работы систем;
• управляющие – служат для того, чтобы все защитные системы функционировали нормально.

Кроме того, реактор может аварийно остановиться в случае чрезвычайной ситуации. В этом случае автоматическая защита прервет цепные реакции, если температура в реакторе продолжит подниматься. Эта мера впоследствии потребует серьезных восстановительных работ для возвращения реактора в строй.

После того как в Чернобыльской АЭС произошла опасная авария , причиной которой оказалось несовершенство конструкции реактора, стали больше внимания уделять защитным мерам, а также провели конструкторские работы для обеспечения большей надежности реакторов.

Катастрофа ХХІ века и её последствия

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.

Если у вас возникли вопросы - оставляйте их в комментариях под статьей. Мы или наши посетители с радостью ответим на них

Современный человек не мыслит жизни без электричества. Если электроснабжение прекратится даже на несколько часов, жизнь мегаполиса парализуется. Более 90% электроэнергии в Воронежской области вырабатывает Нововоронежская атомная электростанция. Корреспонденты РИА «Воронеж» побывали на НВ АЭС и выяснили, как атомная энергия превращается в электричество.

Когда появилась первая атомная электростанция?

В 1898 году известные ученые Мария Склодовская-Кюри и Пьер Кюри обнаружили, что настуран – минерал урана – радиоактивен, а в 1933 году американский физик Лео Силард впервые выдвинул идею цепной ядерной реакции – принцип, который после его осуществления на практике открыл дорогу для создания ядерного оружия. Первоначально энергия атома использовалась в военных целях. Впервые атом в мирных целях начали использовать в СССР. Первую в мире экспериментальную атомную электростанцию мощность всего 5 МВт запустили в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Работа первой экспериментальной АЭС показала свою перспективность и безопасность. При ее работе отсутствуют вредные выбросы в окружающую среду, в отличие от тепловых станций не требуется большого количества органического топлива. Сегодня АЭС – одни из самых экологически чистых источников энергии.

Когда построили Нововоронежскую АЭС?

Строительство первого промышленного блока НВ АЭС

Впервые промышленное использование атомной энергии в Советском союзе началось на Нововоронежской АЭС. В сентябре 1964 года был запущен первый энергоблок НВАЭС с водо-водяным реактором (ВВЭР), его мощность составляла 210 МВт – почти в 40 раз больше, чем у первой экспериментальной атомной станции. Такая модель реактора считается одной из самых технически совершенных и безопасных в мире. Прототипами ВВЭР для АЭС послужили реакторы подводных лодок. Во время строительства первого энергоблока Нововоронежской АЭС не было учебных центров подготовки специалистов, способных эксплуатировать реакторы. Первых атомщиков набирали из бывших подводников.

На Нововоронежской АЭС было построено и введено в эксплуатацию пять энергоблоков, на сегодня работают три из них, ведется строительство и подготовка к пуску еще двух новых. Все энергоблоки на НВАЭС с реакторами ВВЭР.

Сколько энергии вырабатывает атомная станция?

Мощность энергоблока может составлять от нескольких единиц до нескольких тысяч МВт. Промышленные атомные электростанции очень мощные. Нововоронежская АЭС обеспечивает около 90 % потребности Воронежской области в электрической энергии и почти 90 % – потребности Нововоронежа в тепле. Суммарная мощность энергоблоков Новоронежской АЭС составляет 1800 МВт. Годового объема вырабатываемой на АЭС электроэнергии достаточно, чтобы обеспечить воронежскому авиазаводу 191 год бесперебойной работы или осветить 650 стандартных девятиэтажных домов. После запуска шестого и седьмого энергоблоков суммарная мощность Нововоронежской АЭС вырастет в 2,23 раза. Тогда годового объема энергии, вырабатываемой атомной станцией, хватит, чтобы обеспечить работу Российских железных дорог более чем на 8 месяцев.

Как устроена АЭС?

Энергоблок № 5 НВ АЭС

Энергия на атомной станции вырабатывается в реакторе. Топливом для него служит искусственно обогащенный уран в виде таблеток диаметром несколько миллиметров. Урановые таблетки помещают в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) – это герметичные полые трубки из жаропрочного циркония. Из ТВЭЛов собирают тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне ВВЭР находится несколько сотен ТВС – в них происходят процессы деления ядер урана. Именно ТВС осуществляют передачу энергии, нагревая теплоноситель первого контура. Плотность нейтронов в реакторе и есть мощность реактора, и регулируется она количеством вводимого в активную зону поглотителя нейтронов-борсодержащих элементов (как тормоз на автомобиле). Для производства электричества на энергоблоках АЭС, как и на тепловых блоках, используется менее половины выделяемого тепла (закон физики), оставшееся тепло отработавшего в турбине пара отводится в окружающую среду. На первых блоках Новоронежской АЭС для отвода тепла использовали воду из реки Дон. Для охлаждения третьего и четвертого энергоблоков используют градирни - конструкции из железа и алюминия высотой около 91 метра и массой 920 тонн, где нагретая циркуляционная вода охлаждается потоком воздуха. Для охлаждения пятого энергоблока построен пруд-охладитель, заполненный циркуляционной водой, и его поверхность используется для отдачи тепла в окружающую среду. Эта вода не соприкасается с водой первого контура и совершенно безопасна. Пруд-охладитель настолько чистый, что в 2010 году на нем проводились всероссийские соревнования по рыбной ловле. Для охлаждения циркуляционной воды 6 и 7 блоков построены самые высокие в России градирни высотой 173 м. С самого верха градирни хорошо видны окраины г. Воронежа.

Как атомная энергия превращается в электричество?

В активной зоне ВВЭР происходят процессы деления ядер урана. При этом выделяется огромное количество энергии, которая нагревает воду (теплоноситель) первого контура до температуры около 300 °C. Вода при этом не кипит, так как находится под высоким давлением (принцип скороварки). Теплоноситель первого контура радиоактивен, поэтому не покидает пределов контура. Далее он подается в парогенераторы, где вода второго контура нагревается и превращается в пар, и уже он в турбине преобразует свою энергию в электрическую.

Как электричество попадает к нам в квартиры?

Электрический ток – упорядоченное некомпенсированное движение свободных электрически заряженных частиц-электронов под воздействием электрического поля. От атомной электростанции по проводам уходит колоссальное количество мощности напряжением 220 или 500 тыс. вольт. Такое высокое напряжение необходимо для снижения потерь при передачах на большие расстояния. Однако потребителю такое напряжение не требуется и очень опасно. Перед тем, как электрический ток попадет в дома, напряжение снижают с помощью трансформаторов до привычных 220 вольт. Вставляя в розетку вилку электроприбора, вы подключаете его к электрической сети.

Насколько безопасна атомная энергетика?

Пруд-охладитель НВ АЭС

При правильной эксплуатации атомная станция совершенно безопасна. Радиационный фон в зоне 30 км вокруг Новоронежской АЭС контролируют 20 автоматических постов. Они работают в режиме непрерывного измерения. За всю историю работы станции радиационный фон ни разу не превысил естественных фоновых значений. Но атомная энергетика имеет потенциальную опасность. Поэтому с каждым годом системы безопасности на АЭС становятся все более совершенными. Если для первых поколений АЭС (1,2 энергоблоки) основные системы безопасности были активными, то есть запустить их должен был человек или автоматика, то при проектировании блоков поколения 3+ (6-й и 7-й энергоблоки Нововоронежской АЭС) основную ставку делают на пассивные системы безопасности. В случае потенциально опасной ситуации они сработают сами, подчиняясь не человеку или автоматике, а законам физики. Например, при обесточивании на атомной станции защитные органы под действием силы тяжести самопроизвольно упадут в активную зону и заглушат реактор.

Персонал атомной станции регулярно тренируется справляться с разного рода ЧП. Аварийные ситуации моделируются на специальных полномасштабных тренажерах – компьютеризированных устройствах внешне не отличимых от блочных щитов управления. Оперативный персонал управляющий реактором, каждые 5 лет получает в Ростехнадзоре лицензию на право ведения технологического процесса (управления блоком АС). Процедура схожа с получением водительских прав. Специалист сдает теоретические экзамены и демонстрирует практические навыки на тренажере. Только имея лицензию и сдав экзамены на АЭС, персонал допускается к эксплуатации реактора.

Заметили ошибку? Выделите ее мышью и нажмите Ctrl+Enter

Многие ли из вас видели атомную электростанцию хотя бы издалека? С учетом того, что в России действующих АЭС всего десять и охраняются они будь здоров, думаю, ответ в большинстве случаев отрицательный. Впрочем, в ЖЖ народ, как известно, бывалый. Окей, а многие ли тогда видели АЭС изнутри? Ну, например, щупали собственной рукой корпус ядерного реактора? Никто. Я угадал?

Ну что же, сегодня у всех подписчиков этого фотоблога есть возможность увидеть все эти высокие технологии максимально близко. Понимаю, в живую это интереснее в разы, но давайте начинать с малого. В будущем, возможно, я смогу несколько человек взять с собой, а пока изучаем матчасть!

02 . Итак, мы в сорока пяти километрах от неподалёку от строительной площадки 4 очереди Нововоронежской АЭС. Неподалёку от действующей АЭС (первый энергоблок был запущен ещё в шестидесятых годах прошлого века) ведётся сооружение двух современных энергоблоков общей мощностью 2400 МВт. Строительство ведётся по новому проекту "АЭС-2006", который предусматривает использование реакторов ВВЭР-1200. Но о самих реакторах чуть позже.

03 . Именно тот факт, что строительство еще не завершено, и дает нам редкий шанс увидеть всё своими глазами. Даже реакторный зал, которой в будущем будет герметично закрыт и открываться для обслуживания только один раз в год.

04 . Как видно на предыдущем фото, купол наружной защитной оболочки седьмого энергоблока еще на стадии бетонирования, а вот здание реактора энергоблока №6 выглядит уже интереснее (смотрим фото ниже). В общей сложности на бетонирование этого купола потребовалось более 2000 кубометров бетона. Диаметр купола в основании составляет 44 м, толщина – 1,2 м. Обратите внимание на зеленые трубы и объемный металлический цилиндр (вес – 180 т, диаметр – около 25 м, высота – 13 м) – это элементы системы пассивного отвода тепла (СПОТ). На российской АЭС они монтируются впервые. В случае полного обесточивания всех систем АЭС (как это случилось на "Фукусиме"), СПОТ способна обеспечить длительный отвод тепла от активной зоны реактора.

05 . Безусловно самым масштабным элементом АЭС являются башенные градирни. Кроме того, это одно из наиболее эффективных устройств для охлаждения воды в системах оборотного водоснабжения. Высокая башня создает ту самую тягу воздуха, которая необходима для эффективного охлаждения циркулирующей воды. Благодаря высокой башне одна часть испарений возвращается в цикл, а другая уносится ветром.

06 . Высота оболочки башенной градирни энергоблока №6 – 171 метр. Это около 60 этажей. Сейчас это сооружение является самым высоким среди аналогичных, когда либо возводимых в России. Её предшественники не превышали 150 м высоты (на Калининской АЭС). На возведение конструкции ушло более 10 тысяч кубометров бетона.

07 . В основании градирни (диаметр составляет 134 м) расположена так называемыя чаша бассейна. Его верхняя часть "вымощена" оросительными блоками. Ороситель – это основной конструктивный элемент градирни такого типа, предназначенный для того, чтобы раздробить стекающий по нему поток воды и обеспечить ему длительное время и максимальную площадь контакта с охлаждающим воздухом. По сути своей, это решётчатые модули из современных полимерных материалов.

08 . Естественно, мне захотелось сделать эпичный кадр верх, но уже смонтированный ороситель помешал мне это сделать. Поэтому перемещаемся в градирню энергоблока №7. Увы, ночью был морозец и с поездкой на лифте на самый верх мы обломались. Он замёрз.

09 . Ладно, может еще довёдется как-нибудь прокатиться на такую верхотуру, а пока кадр монтируемой системы орошения.

10 . Подумал тут... А может нас просто не пустили на верх из соображений безопасности?

11 . Вся территория стройплощадки пестрит предупреждающими, запрещающими и просто агитационными плакатами и табличками.

12 . Ладно. Телепортируемся в здание центрального щита управления (ЦЩУ).
Ну, естественно, в наше время всё управление ведётся с помощью компьютеров.

13 . Огромная комната, залитая светом, буквально напичкана стройными рядами шкафов с автоматическими системами релейной защиты.

14 . Релейная защита осуществляет непрерывный контроль состояния всех элементов электроэнергетической системы и реагирует на возникновение повреждений и/или ненормальных режимов. При возникновении повреждений система защиты должна выявить конкретный повреждённый участок и отключить его, воздействуя на специальные силовые выключатели, предназначенные для размыкания токов повреждения (короткого замыкания или замыкания на землю).

15 . Вдоль каждой стены расставлены огнетушители. Автоматические, конечно.

16 . Далее перемещаемся в здание комплектного распределительного устройства на 220 кВ (КРУЭ-220). Одно из самых фотогеничных мест на всей АЭС, на мой взгляд. Есть еще КРУЭ-500, но его нам не показали. КРУЭ-220 входит в состав общестанционного электротехнического оборудования и предназначено для приема мощности с внешних линий электропередачи и распределения его на площадке строящейся станции. То есть пока энергоблоки строятся, с помощью КРУЭ-220 электроэнергией обеспечиваются непосредственно строящиеся объекты.

17 . В проекте "АЭС-2006", по которому сооружаются шестой и седьмой энергоблоки, в схеме выдачи мощности на распределительных подстанциях впервые применены комплектные распредустройства 220/500кВ закрытого типа с элегазовой изоляцией. По сравнению с открытыми распредустройствами, которые до сих пор применялись в атомной энергетике, площадь закрытого - в несколько раз меньше. Для понимания масштаба здания, рекомендую вернуться к титульному фото.

18 . Естественно, после ввода новых энергоблоков в эксплуатацию оборудование КРУЭ-220 будет задействовано для передачи в Единую энергосистему электроэнергии, произведенной на Нововоронежской АЭС. Обратите внимание на ящики возле опор ЛЭП. Большинство электрооборудования, применяемого в строительстве, произведено компанией Siemens.

19 . Но не только. Вот, к примеру, автотрансформатор Hyundai.
Вес этого агрегата 350 тонн, а предназначен он для преобразования электроэнергии с 500 кВ до 220 кВ.

20 . Есть (что приятно) и наши решения. Вот, например, повышающий транформатор производства ОАО "Электрозавод". Созданный в 1928 году первый отечественный трансформаторный завод сыграл колоссальную роль в индустриализации страны и в развитии отечественной энергетики. Оборудование с маркой "Электрозавод" работает более чем в 60 странах мира.

21 . На всякий случай, поясню немного по трансформаторам. В общем, схема выдачи мощности (после завершения строительства и запуска в эсплуатацию, естественно) предусматривает производство электроэнергии напряжением двух классов – 220 кВ и 500 кВ. При этом, турбина (о ней позже), вырабатывает всего 24 кВ, которые по токопроводу поступают на блочный трансформатор, где и повышаются уже до 500 кВ. После чего часть энергомощности через КРУЭ-500 передается в Единую энергосистему. Другая часть – на автотрансформаторы (те самые "хюндаи"), где понижается с 500 кВ до 220 кВ и через КРУЭ-220 (смотрим выше) также поступает в энергосистему. Дык вот в качестве упомянутого блочного трансформатора используется три однофазных повышающих "электрозаводских" трансформатора (мощность каждого – 533 МВт, вес – 340 тонн).

22 . Если понятно, переходим к паротурбинной установке энергоблока №6. Вы уж простите, повествование моё идёт как бы от конца к началу (если исходить из процесса производства электроэнергии), но примерно в такой последовательности мы и гуляли по стройплощадке. Так что прошу пардона.

23 . Итак, турбина и генератор спрятаны под кожухом. Поэтому поясняю. Собственно, турбина – это агрегат, в котором тепловая энергия пара (температурой около 300 градусов и давлением 6,8 МПа) преобразуется в механическую энергию вращения ротора, и уже на генераторе – в нужную нам электрическую энергию. Вес машины в собранном состоянии – более 2600 тонн, длина – 52 метра, состоит она из более чем 500 комплектующих. Для транспортировки данного оборудования на строительную площадку было задействовано порядка 200 грузовых машин. Данная турбина К-1200–7-3000 была изготовлена на Ленинградском металлическом заводе и это первая в России быстроходная (3000 оборотов в минуту) турбина мощностью 1200 МВт. Данная инновационная разработка создана специально для атомных энергоблоков нового поколения, которые сооружаются по проекту "АЭС-2006". На фото общий вид турбинного цеха. Или машзала, если хотите. Турбину олдскульные атомщики называют машиной.

24 . Этажом ниже расположены конденсаторы турбины. Конденсаторная группа относится к основному технологическому оборудованию машинного зала и, как все уже догадались, предназначена для превращения в жидкость отработанного в турбине пара. Образовавшийся конденсат после необходимой регенерации вновь возвращается в парогенератор. Вес оборудования конденсационной установки, куда входят 4 конденсатора и система трубопроводов, составляет более 2000 тонн. Внутри конденсаторов располагается порядка 80 тысяч титановых трубок, которые образуют теплопередающую поверхность общей площадью 100 тысяч квадратных метров.

25 . Разобрались? Вот вам здание машзала практически в разрезе и идем дальше. На самом верху мостовой кран.

26 . Перемещаемся в блочный пульт управления энергоблоком №6.
Предназначение, думаю, понятно без пояснений. Выражаясь фигурально, это мозг атомной электростанции.

27 . Элементы БПУ.

28 . Ну и наконец-то, мы отправляемся посмотреть помещения реакторного отделения! Собственно, это место, где расположен ядерный реактор, первый контур и их вспомогательное оборудование. Естественно, в обозримом будущем оно станет герметичным и недоступным.

29 . И самым естественным образом, при попадании внутрь, первым делом задираешь голову и поражаешься размерам купола гермооболочки. Ну и полярным краном заодно. Мостовой кран кругового действия (полярный кран) грузоподъемностью 360 тонн предназначен для монтажа крупногабаритного и тяжеловесного оборудования гермозоны (корпуса реактора, парогенераторов, компенсатора давления и др.). После ввода атомной станции в эксплуатацию кран будет испольоваться при проведении ремонтных работ и транспортировке ядерного топлива.

30 . Далее, конечно, я устремляюсь к реактору и зачарованно наблюдаю его верхнюю часть, еще не подозревая, что ситуация обстоит аналогичная с айсбергами. Так вот ты какой, северный олень. Выражаясь фигурально, это сердце атомной электростанции.

31 . Фланец корпуса реактора. Позже на него убудет установлен верхний блок с приводами СУЗ (система управления и защиты реактора), обеспечивающий уплотнение главного разъема.

32 . Неподалёку наблюдаем бассейн выдержки. Его внутренняя поверхность представляет собой сварную конструкцию из листовой нержавеющей стали. Он предназначен для временного хранения отработавшего ядерного топлива, выгружаемого из реактора. После снижения остаточного тепловыделения использованное топливо вывозится из бассейна выдержки на предприятие атомной отрасли, занимающейся переработкой и регенерацией топлива (хранением, захоронением или переработкой).

33 . А это вдоль стеночки стоят гидроёмкости системы пассивного залива активной зоны. Они относятся к пассивным системам безопасности, то есть функционирует без привлечения персонала и использования внешних источников энергоснабжения. Упрощая, это гигантские бочки, заполненные водным раствором борной кислоты. В случае возникновения чрезвычайной ситуации, когда давление в первом контуре падает ниже определенного уровня, происходит подача жидкости в реактор и охлаждение активной зоны. Таким образом ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащей воды, поглощающей нейтроны. Стоит отметить, что в проекте "АЭС-2006", по которому сооружается четвертая очередь Нововоронежской АЭС, впервые предусмотрена дополнительная, вторая, ступень защиты – гидроемкости пассивного залива активной зоны (8 из 12 емкостей), каждая - объемом 120 кубометров.

34 . При проведении будущих планово-предупредительных ремонтов и замены ядерного топлива попасть внутрь реакторного отделения можно будет через транспортный шлюз. Он представляет собой 14-ти метровую цилиндрическую камеру диаметром свыше 9 метров, герметично запираемую с двух сторон полотнами ворот, которые открываются поочередно. Общий вес шлюза составляет порядка 230 тонн.

35 . С наружней стороны шлюза открывается обзорный вид на всю стройплощадку в целом и энергоблок №7 в частности.

36 . Ну, а мы глотнув свежего воздуха, спускаемся ниже, чтобы увидеть, собственно, цилиндрический корпус реактора. Но покуда нам попадаются только технологические трубопроводы. Большая зелёная труба - это один из контуров, так что мы уже совсем близко.

37 . А вот и он. Водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением модели ВВЭР-1200. Не буду углубляться в дебри деления ядра и цепной ядерной реакции (поди уже и так читаете по диагонали), добавлю только, что внутри реактора расположено множество тепловыделяющих элементов (т.н. твэлы) в виде набора герметичных трубок из специальных сплавов диаметром 9,1–13,5 мм и длиной несколько метров, заполненных таблетками ядерного топлива, а так же управляющие стержни, которые дистанционно с пульта управления можно перемещать по всей высоте активной зоны. Эти стержни изготавливаются из веществ, поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Таким способом регулируется мощность реактора. Теперь понятно для чего в верхней части реактора столько отверстий?

38 . Да, чуть не забыл про главный циркуляционный насос (ГЦН). Он тоже относится к основному технологическому оборудованию здания реактора и предназначен для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре. В течение часа агрегат перекачивает более 25 тысяч кубометров воды. Также ГЦН обеспечивает охлаждение активной зоны во всех режимах работы реакторной установки. В состав установки входит четыре ГЦН.

39 . Ну и для закрепления пройденного материала, смотрим на самую простую схему работы АЭС. Всё же просто, разве нет? В особо запущенных случаях перечитываем пост еще раз, хе-хе))

40 . Вот в целом как-то так. Но для тех, кому тема близка, подкину еще несколько карточек с людьми. Согласитесь, в репортаже их не так и много, а между тем, с 2006 года здесь потрудились многие тысячи специалистов различного профиля.

41 . Кто-то внизу...

42 . А кто-то вверху... Хоть вы их и не видите, но они есть.

43 . А это один из самых заслуженных строителей Нововоронежской АЭС – гусеничный самоходный кран DEMAG. Именно он поднимал и устанавливал эти многотонные элементы реакторного и машинного залов (грузоподъемность – 1250 тонн). Дядька-монтажник и грузовик для понимания масштаба, а во весь рост (115 метров) смотрите красавца на фото 03 и 04.

И в качестве заключения. С марта этого года, по неведомым мне причинам, действующую Нововоронежскую АЭС и строящуюся Нововоронежскую АЭС-2 объединили. То, что мы с вами посетили и то, что привыкли называть НВАЭС-2, теперь называется четвертой очередью НВАЭС, а строящиеся энергоблоки из первого и второго превратились, соответственно, в шестой и седьмой. Инфа 110%. Желающие могут сразу же отправиться переписывать статьи в википедии, а я благодарю сотрудников отдела по связям со строящимися энергоблоками НВАЭС и особенно Татьяну, без которой бы эта экскурсия, скорее всего, не состоялась. Так же мои благодарности за ликбез по устройству атомных станций начальнику смены Роману Владимировичу Гридневу, а так же Владимиру