Перша атомна станція в ссср. Історія створення АЕС. Вплив АЕС на довкілля

Атомна електростанція (АЕС)

електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється на електричну. Генератор енергії на АЕС є атомний реактор(Див. Ядерний реактор). Тепло, яке виділяється в реакторі в результаті ланцюгової реакції поділу ядер деяких важких елементів, потім так само, як і на звичайних теплових електростанціях (ТЕС), перетворюється на електроенергію. На відміну від ТЕС, що працюють на органічному паливі, АЕС працює на ядерному паливі (в основному 233 U, 235 U. 239 Pu). При розподілі 1 гізотопів урану або плутонію вивільняється 22 500 квт год,що еквівалентно енергії, що міститься в 2800 кгумовного палива. Встановлено, що світові енергетичні ресурси ядерного пального (уран, плутоній та ін.) суттєво перевищують енергоресурси природних запасів органічного палива (нафта, вугілля, природний газ та ін.). Це відкриває широкі перспективи задоволення швидко зростаючих потреб у паливі. Крім того, необхідно враховувати обсяг споживання вугілля і нафти, що все збільшується, для технологічних цілей світової хімічної промисловості, яка стає серйозним конкурентом теплових електростанцій Незважаючи на відкриття нових родовищ органічного палива та вдосконалення способів його видобутку, у світі спостерігається тенденція до віднесення збільшення його вартості. Це створює найважчі умови для країн, які мають обмежені запаси палива органічного походження. Очевидною є необхідність найшвидшого розвитку атомної енергетикияка вже займає помітне місце в енергетичному балансі ряду промислових країн світу.

Перша у світі АЕС дослідно-промислового призначення ( Рис. 1 ) потужністю 5 МВтбула пущена в СРСР 27 червня 1954 р. в Обнінську. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці, який отримав визнання на 1-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).

У 1958 була введена в експлуатацію перша черга Сибірської АЕС потужністю 100 МВт(повна проектна потужність 600 МВт). У тому ж році розгорнулося будівництво Білоярської промислової АЕС, а 26 квітня 1964 року генератор 1-ї черги (блок потужністю 100 МВт) видав струм у Свердловську енергосистему, 2-й блок потужністю 200 МВтзданий в експлуатацію у жовтні 1967. Відмінна особливістьБілоярської АЕС - перегрів пари (до отримання необхідних властивостей) у ядерному реакторі, що дозволило застосувати у ньому звичайні сучасні турбіни майже без будь-яких переробок.

У вересні 1964 року був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 МВт.Собівартість 1 квт-годелектроенергії (найважливіший економічний показникроботи будь-якої електростанції) на цій АЕС систематично знижувалася: вона становила 1,24 коп. 1965, 1,22 коп. 1966, 1,18 коп. 1967, 0,94 коп. 1968. Перший блок Нововоронезької АЕС був побудований не тільки для промислового користування, але і як демонстраційний об'єкт для показу можливостей та переваг атомної енергетики, надійності та безпеки роботи АЕС. У листопаді 1965 р. в м. Мелекессе Ульяновської області вступила в дію АЕС з водо-водяним реактором. "киплячого" типу потужністю 50 МВт,реактор зібраний за одноконтурною схемою, що полегшує компонування станції. У грудні 1969 року було пущено другий блок Нововоронезької АЕС (350 МВт).

За кордоном перша АЕС промислового призначення потужністю 46 МВтбула введена в експлуатацію в 1956 році в Колдер-Холлі (Англія). Через рік вступила в дію АЕС потужністю 60 МВту Шиппінгпорті (США).

Принципова схема АЕС з ядерним реактором, що має водяне охолодження, наведена на Рис. 2 . Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою (теплоносієм) 1-го контуру, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора надходить у теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане реакторі, воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і пара, що утворюється, надходить в турбіну 4.

Найчастіше на АЕС застосовуються 4 типи реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні із звичайною водою як сповільнювач і теплоносій; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм та графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач; 4) графіто-газові з газовим теплоносієм та графітовим сповільнювачем.

Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається головним чином накопиченим досвідом у реакторобудуванні, а також наявністю необхідного промислового обладнання, сировинних запасів і т. д. У СРСР будують головним чином графітоводні та водоводяні реактори. На АЕС США найбільшого поширення набули водо-водяні реактори. Графіто-газові реактори використовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС із важководними реакторами.

Залежно від виду та агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної межі термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне пальне, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносія, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС, тепловий реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати відносно економічніші цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС у цих двох випадках виконується 2-контурною: у 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур – пароводяний. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичена пара прямує або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву ( Рис. 3 ). У високотемпературних графіто-газових реакторах можливе застосування традиційного газотурбінного циклу. Реактор у разі виконує роль камери згоряння.

При роботі реактора концентрація ізотопів, що діляться, в ядерному паливі поступово зменшується, тобто ТВЕЛи вигоряють. Тому згодом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів та пристроїв з дистанційним керуванням. ТВЕЛи, що відпрацювали, переносять у басейн витримки, а потім направляють на переробку.

До реактора і обслуговуючих його систем відносяться: власне реактор з біологічним захистом, Теплообмінник, Насоси або газодувні установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи та арматура циркуляційного контуру; пристрої для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолодження та ін.

Залежно від конструктивного виконанняреактори мають відмінні особливості: в корпусних реакторах ТВЕЛи і сповільнювач розташовані всередині корпусу, що несе повний тиск теплоносія; в канальних реакторах ТВЕЛи, що охолоджуються теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, що пронизують сповільнювач, укладений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Білоярська АЕС та ін.).

Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічним захистом, основним матеріалом для якого є бетон, вода, серпентиновий пісок. Устаткування реакторного контуру має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільностей та розривів контуру не призводила до радіоактивних викидів та забруднення приміщень АЕС та навколишньої місцевості. Обладнання реакторного контуру зазвичай встановлюють у герметичних боксах, які відокремлені від інших приміщень АЕС біологічним захистом і під час роботи реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість пар теплоносія, обумовлене наявністю протікання з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спеціальною системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри та газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС слідкує служба дозиметричного контролю.

При аваріях у системі охолодження реактора для виключення перегріву та порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кількох секунд) глушення ядерної реакції; аварійна система охолодження має автономні джерела живлення.

Наявність біологічного захисту, систем спеціальної вентиляції та аварійного розхолодження та служби дозиметричного контролю дозволяє повністю убезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.

Обладнання машинного залу АЕС аналогічне до обладнання машинного залу ТЕС. Відмінна риса більшості АЕС - використання пари порівняно низьких параметрів, насиченої або слабоперегрітої.

При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частинками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють пристрої, що сепарують. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів та проміжних перегрівачів пари. У зв'язку з тим що теплоносій і домішки, що містяться в ньому при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення обладнання машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС має повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС із високими параметрами пари подібних вимог до обладнання машинного залу не пред'являються.

До специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива протяжність комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів та конструкцій реактора, що несуть, надійна організація вентиляції приміщень. на Рис. показаний розріз головного корпусу Білоярської АЕС з канальним графітоводним реактором. У реакторному залі розміщено: реактор з біологічним захистом, запасні ТВЕЛи та апаратура контролю. АЕС скомпонована за блочним принципом реактор – турбіна. У машинному залі розташовані турбогецератори та системи, що їх обслуговують. Між машинним та реакторним залами розміщено допоміжне обладнання та системи управління станцією.

Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд, енергонапруженість активної зони, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС протягом року. Зі зростанням потужності АЕС питомі капіталовкладення в неї (вартість встановленого квт) знижуються різкіше, ніж це має місце для ТЕС. В цьому Головна причинапрагнення спорудження великих АЕС з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової у собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%). Тому великі АЕС найбільш поширені у промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС невеликої потужності - у важкодоступних чи віддалених районах, наприклад АЕС у сел. Білібіно (Якутська АРСР) з електричною потужністю типового блоку 12 МВт.Частина теплової потужності реактора цієї АЕС (29 МВт) витрачається на теплопостачання. Поряд із виробленням електроенергії АЕС використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС (Казахська РСР) електричною потужністю 150 МВтрозрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 тводи з Каспійського моря.

У більшості промислово розвинених країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН, Японія, НДР та ін.) за прогнозами потужність діючих АЕС, що будуються, до 1980 буде доведена до десятків ГВт.За даними Міжнародного атомного агентства ООН, опублікованими в 1967, встановлена ​​потужність усіх АЕС у світі до 1980 сягне 300 ГВт.

У Радянському Союзі здійснюється широка програма введення в дію великих енергетичних блоків (до 1000 МВт) із реакторами на теплових нейтронах. У 1948-49 було розпочато роботи з реакторів на швидких нейтронах для промислових АЕС. Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дає можливість використовувати не тільки 235 U, а й сировинні матеріали 238 і 232 Th. Крім того, реактори на швидких нейтронах не містять сповільнювача, мають порівняно малі розміри та велике завантаження. Цим і пояснюється прагнення інтенсивному розвиткушвидких реакторів у СРСР. Для досліджень з швидких реакторів були послідовно споруджені експериментальні та дослідні реактори БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Отриманий досвід зумовив перехід від досліджень модельних установок до проектування та спорудження промислових АЕС на швидких нейтронах (БН-350) у Шевченку та (БН-600) на Білоярській АЕС. Ведуться дослідження реакторів для потужних АЕС, наприклад, у м. Мелекессе побудований дослідний реактор БОР-60.

Великі АЕС споруджуються й у ряді країн (Індія, Пакистан та інших.).

На 3-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (1964, Женева) було зазначено, що широке освоєння ядерної енергії стало ключовою проблемою більшості країн. 7-а Світова енергетична конференція (МИРЕК-VII), що відбулася в Москві в серпні 1968 року, підтвердила актуальність проблем вибору напряму розвитку. ядерної енергетикина наступному етапі(умовно 1980-2000), коли АЕС стане одним із основних виробників електроенергії.

Літ.:Деякі питання ядерної енергетики. Зб. ст., за ред. М. А. Стиріковича, М., 1959; Канаєв А. А., Атомні енергетичні установки, Л., 1961; Калафаті Д. Д., Термодинамічні цикли атомних електростанцій, М.-Л., 1963; 10 років Першої у світі атомної електростанції СРСР. [Зб. ст.], М., 1964; Радянська атомна наука та техніка. [Збірник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомна енергетика наших днів, М., 1968.

С. П. Кузнєцов.

Велика Радянська Енциклопедія. - М: Радянська енциклопедія. 1969-1978 .

Дивитись що таке "Атомна електростанція" в інших словниках:

Електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється на електричну енергію. Генератором енергії на АЕС є атомний реактор. Синоніми: АЕС Див. також: Атомні електростанції Електростанції Ядерні реактори Фінансовий словник… … Фінансовий словник

- (АЕС) електростанція, де ядерна (атомна) енергія перетворюється на електричну. На АЕС тепло, що виділяється в ядерному реакторі, використовується для отримання водяної пари, що обертає турбогенератор. 1 я у світі АЕС потужністю 5 МВт була… Великий Енциклопедичний словник

Атомна електростанція - комплекс необхідних систем, пристроїв, обладнання та споруд, призначений для виробництва електричної енергії. Як паливо станція використовує уран-235. Наявність ядерного реактора відрізняє АЕС з інших електростанцій.

На АЕС відбувається три взаємні перетворення форм енергії

Ядерна енергія

переходить у теплову

Теплова енергія

переходить у механічну

Механічна енергія

перетворюється на електричну

1. Ядерна енергія перетворюється на теплову

Основою станції є реактор - конструктивно виділений обсяг, куди завантажується ядерне паливо і де протікає ланцюгова реакція, що керується. Уран-235 ділиться повільними (тепловими) нейтронами. В результаті виділяється величезна кількість тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Теплова енергія перетворюється на механічну

Тепло відводиться з активної зони реактора теплоносієм - рідкою або газоподібною речовиною, що проходить через її об'єм. Ця теплова енергіявикористовується для отримання водяної пари у парогенераторі.

ЕЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механічна енергія перетворюється на електричну

Механічна енергія пари прямує до турбогенератора, де вона перетворюється на електричну і далі по дротах надходить до споживачів.

Із чого складається АЕС?

Атомна станція є комплексом будівель, в яких розміщено технологічне обладнання. Основним є головний корпус, де знаходиться реакторний зал. У ньому розміщується сам реактор, басейн витримки ядерного палива, перевантажувальна машина (для здійснення перевантажень палива), за всім цим спостерігають оператори блочного щитауправління (БЩУ).

Основним елементом реактора є активна зона (1). Вона розміщена у бетонній шахті. Обов'язковими компонентами будь-якого реактора є система управління та захисту, що дозволяє здійснювати обраний режим протікання ланцюгової реакції розподілу, що керується, а також система аварійного захисту – для швидкого припинення реакції при виникненні аварійної ситуації. Все це змонтовано у головному корпусі.

Є також друга будівля, де розміщується турбінний зал(2): парогенератори, сама турбіна. Далі по технологічному ланцюжку слідують конденсатори та високовольтні лінії електропередач, що йдуть за межі майданчика станції.

На території знаходяться корпус для перевантаження та зберігання у спеціальних басейнах ядерного палива. Крім того, станції комплектуються елементами оборотної системи охолодження – градирнями (3) (бетонна вежа, що звужується догори), ставком-охолоджувачем (природна водойма, або штучно створена) і бризгальними басейнами.

Які бувають АЕС?

Залежно від типу реактора на АЕС можуть бути 1, 2 або 3 контури роботи теплоносія. У Росії її найбільшого поширення набули двоконтурні АЕС із реакторами типу ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор).

АЕС З 1-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

АЕС З 1-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурна схема застосовується на атомних станціях із реакторами типу РБМК-1000. Реактор працює в блоці з двома конденсаційними турбінами та двома генераторами. При цьому киплячий реактор сам є парогенератором, що забезпечує можливість застосування одноконтурної схеми. Одноконтурна схема відносно проста, але радіоактивність у разі поширюється попри всі елементи блоку, що ускладнює біологічний захист.

В даний час у Росії діє 4 АЕС з одноконтурними реакторами

АЕС З 2-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

АЕС З 2-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

Двоконтурну схему застосовують на атомних станціях з водо-водяними реакторами типу ВВЕР. В активну зону реактора подається під тиском вода, що нагрівається. Енергія теплоносія використовується в парогенераторі для утворення насиченої пари. Другий контур нерадіоактивний. Блок складається з однієї турбіни конденсаційної потужністю 1000 МВт або двох турбін потужністю по 500 МВт з відповідними генераторами.

Нині у Росії діє 5 АЕС із двоконтурними реакторами

АЕС З 3-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

АЕС З 3-КОНТУРНИМИ РЕАКТОРАМИ

Триконтурну схему застосовують на АЕС з реакторами на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм типу БН. Щоб унеможливити контакт радіоактивного натрію з водою, споруджують другий контур з нерадіоактивним натрієм. Таким чином, схема виходить триконтурною.

Атомні електростанції являють собою ядерні установки, що виробляють енергію, дотримуючись при цьому заданих режимів за певних умов. Для цих цілей використовується певна проектом територія, де для виконання поставлених завдань використовують ядерні реактори в комплексі з необхідними системами, пристроями, обладнанням та спорудами. До виконання цільових завдань залучається спеціалізований персонал.

Усі атомні електростанції Росії

Історія атомної енергетики у нас у країні та за кордоном

Друга половина 40-х рр.., Ознаменувалася початком робіт зі створення першого проекту, що передбачає використання мирного атома для генерації електроенергії. 1948 року, І.В. Курчатов, керуючись завданням партії та радянського уряду, вніс пропозицію про початок робіт з практичного використання атомної енергії для розвитку електроенергії.

Через два роки, в 1950 р., недалеко від селища Обнінське, розташованого в Калузької області, було дано старт будівництву першої планети АЕС. Запуск першої у світі промислової атомної електростанції, потужність якої становила 5МВт, відбувся 27.06.1954р. Радянський Союз став першою у світі державою, якою вдалося застосувати атом у мирних цілях. Станція була відкрита в статусі міста, Обнінську, який на той час отримав.

Але радянські вчені не зупинилися на досягнутому, ними були продовжені роботи в цьому напрямі, зокрема всього через чотири роки в 1958 р., було розпочато експлуатацію першої черги Сибірської АЕС. Її потужність у рази перевищувала станцію в Обнінську та становила 100МВт. Але для вітчизняних вчених і це, не було межею, після завершення всіх робіт, проектна потужність станції склала 600МВт.

На просторах Радянського Союзу, будівництво АЕС, набуло на той час масових масштабів. У тому ж році було розгорнуто будівництво Білоярської АЕС, перша черга якої вже в квітні 1964 року забезпечила першим споживачів. Географія будівництва атомних станцій, обплутала своєю мережею всю країну, цього ж року запустили перший блок АЕС у Воронежі, його потужність дорівнювала 210МВт, другий блок запущений через п'ять років у 1969 році, міг похвалитися потужністю в 365МВт. бум будівництва АЕС, не стихав протягом усієї радянської доби. Нові станції, або додаткові блоки вже збудованих, запускалися з періодичністю кілька років. Так, вже 1973 року, власну АЕС, отримав Ленінград.

Однак Радянська держава не була єдиною у світі, кому було під силу освоювати такі проекти. У Великій Британії, також дрімали і, розуміючи перспективність цього напряму, активно вивчали це питання. Через два роки, поле відкриття станції в Обнінську, англійці запустили власний проект з освоєння мирного атома. У 1956 р. містечку Колдер - Хол британцями була запущена своя станція, потужність якої перевищувала радянський аналог і становила 46МВт. Не відставали і на іншому березі Атлантики, через рік американці урочисто запустили в експлуатацію станцію в Шиппінгпорті. Потужність об'єкта становила 60МВт.

Проте освоєння мирного атома таїло у собі приховані загрози, про які невдовзі дізнався весь світ. Першою ластівкою стала велика аварія в Три - Майл - Айленд, що відбулася в 1979 р., ну а слідом за нею сталася катастрофа, що вразила весь світ, в Радянському Союзі, в невеликому містіЧорнобилі сталася великомасштабна катастрофа, це сталося у 1986 році. Наслідки трагедії були непоправними, але окрім цього, цей факт змусив задуматися весь світ про доцільність використання ядерної енергії в мирних цілях.

Світові світила у цій галузі, всерйоз замислилися підвищення безпеки ядерних об'єктів. Підсумком стало проведення установчої асамблеї, яка була організована 15.05.1989 р. у радянській столиці. На асамблеї ухвалили рішення про створення Всесвітньої асоціації, до якої мають увійти всі оператори атомних електростанцій, її загальновизнаною абревіатурою є WANO. У ході реалізації своїх програм організація планомірно стежить за підвищенням рівня безпеки атомних станцій у світі. Однак, незважаючи на всі докладені зусилля, навіть найсучасніші і на перший погляд об'єкти, що здаються безпечними, не витримують натиску стихій. Саме через ендогенну катастрофу, яка проявилася у формі землетрусу і цунамі, що послідувало за ним, у 2011 році сталася аварія на станції Фукусіма – 1.

Атомний блекаут

Класифікація АЕС

Атомні станції класифікуються за двома ознаками, за видом енергії, яку вони випускають і за типом реакторів. Залежно від типу реактора визначається кількість енергії, що виробляється, рівень безпеки, а також те, яка саме сировина застосовується на станції.

За типом енергії, яку виробляють станції, вони поділяються на два види:

Їхньою основною функцією є вироблення електричної енергії.

Атомні теплоелектростанції.За рахунок встановлених там теплофікаційних установок, які використовують теплові втрати, які неминучі на станції, стає можливим нагрівання мережної води. Таким чином, дані станції, крім електроенергії, виробляють теплову енергію.

Дослідивши безліч варіантів, вчені прийшли до висновку, що найбільш раціональними є три їх різновиди, які в даний час застосовуються у всьому світі. Вони відрізняються за низкою ознак:

1. Використовуване паливо;
2. Теплоносії, що застосовуються;
3. Активні зони, які експлуатуються для підтримки необхідної температури;
4. Тип сповільнювачів, що визначає зниження швидкості нейтронів, що виділяються при розпаді і так необхідні для підтримки ланцюгової реакції.

Найпоширенішим типом є реактор, що використовує як паливо збагачений уран. Як теплоносій і сповільнювач тут використовується звичайна або легка вода. Такі реактори називають легководними, їх відомо два різновиди. У першому пар служить для обертання турбін, утворюється в активній зоні, званої киплячим реактором. У другому, утворення пари відбувається у зовнішньому контурі, який пов'язаний з першим контуром за допомогою теплообмінників та парогенераторів. Цей реактор почали розробляти в п'ятдесятих роках минулого століття, основою для них були армійські програми США. Паралельно, приблизно в ці ж терміни, в Союзі розробили киплячий реактор, як сповільнювач у якого виступав графітовий стрижень.

Саме тип реактора з уповільнювачем даного типу знайшов застосування практично. Йдеться про газоохолоджуваний реактор. Його історія почалася наприкінці сорокових, на початку п'ятдесятих років XX століття, спочатку розробки даного типу використовувалися при виробництві ядерної зброї. У зв'язку з цим для нього підходять два види палива, це збройовий плутоній і природний уран.

Останнім проектом, який супроводжував комерційний успіх, Став реактор, де в якості теплоносія застосовується важка вода, як паливо використовується вже добре нам знайомий природний уран. Спочатку такі реактори проектували кілька країн, але в результаті їх виробництво зосередилося в Канаді, чому є причиною наявність у цій країні масових покладів урану.

Торієві АЕС - енергетика майбутнього?

Історія вдосконалення типів ядерних реакторів

Реактор першої планети АЕС, був дуже розумну і життєздатну конструкцію, що було доведено під час багаторічної і бездоганної роботи станції. Серед його складових елементів виділяли:

1. бічний водний захист;
2. кожух кладки;
3. верхнє перекриття;
4. збірний колектор;
5. паливний канал;
6. верхню плиту;
7. графітову кладку;
8. нижню плиту;
9. розподільний колектор.

Основним конструкційним матеріалом для оболонок ТВЕЛ і технологічних каналів була обрана нержавіюча сталь, на той момент, не було відомо про цирконієві сплави, які могли б підходити за властивостями для роботи з температурою 300°С. Охолодження такого реактора здійснювалося водою, при цьому тиск під яким вона подавалась, становило 100ат. При цьому виділялася пара з температурою 280°С, що є помірним параметром.

Канали ядерного реактора були сконструйовані таким чином, щоб була можливість повністю їх замінити. Це з обмеженням ресурсу, що з часом перебування палива у зоні активності. Конструктори не знайшли підстав розраховувати на те, що конструкційні матеріали розташовані в зоні активності під опроміненням зможуть виробити весь свій ресурс, а саме близько 30 років.

Щодо конструкції ТВЕЛ, то було вирішено прийняти трубчастий варіант з одностороннім механізмом охолодження

Це зменшувало ймовірність того, що продукти розподілу потраплять у контур у разі пошкодження ТВЕЛ. Для регулювання температури оболонки ТВЕЛ, застосували паливну композицію ураномолібденового сплаву, який мав вигляд крупки, диспергованої за допомогою тепловодної матриці. Оброблене таким чином ядерне пальне дозволило отримати високонадійні ТВЕЛ. які здатні працювати при високих теплових навантаженнях.

Прикладом наступного витка розвитку мирних ядерних технологій може бути сумнозвісна Чорнобильська АЕС. На той момент технології, застосовані під час її будівництва, вважалися найбільш передовими, а тип реактора найсучаснішим у світі. Йдеться реакторі РБМК – 1000.

Теплова потужність одного такого реактора досягала 3200МВт, при цьому він має в своєму розпорядженні два турбогенератори, електрична потужність яких, досягає 500МВт, таким чином, один енергоблок має електричну потужність 1000МВт. Як паливо для РБМК використовувався збагачений двоокис урану. У вихідному стані перед початком процесу одна тонна такого палива містить близько 20кг пального, а саме урану – 235. При стаціонарному завантаженні двоокису урану в реактор маса речовини становить 180т.

Але процес завантаження не є навалом, в реактор поміщають тепловиділяючі елементи, вже добре нам відомі ТВЕЛ. По суті вони є трубками, для створення яких застосований цирконієвий сплав. Як вміст, в них містяться таблетки двоокису урану, що мають циліндричну форму. У зоні активності реактора їх поміщають у тепловиділяючі зборки, кожна з яких поєднує 18 ТВЕЛ.

Таких складання в подібному реакторі налічується до 1700 штук, і розміщуються вони в кладці графіту, де спеціально для цих цілей сконструйовані технологічні канали вертикальної форми. Саме в них відбувається циркуляція теплоносія, роль якого в РМБК виконує вода. Вир води відбувається при впливі циркуляційних насосів, яких налічується вісім штук. Реактор знаходиться всередині шахти, а графічна кладка знаходиться в циліндричному корпусі завтовшки 30мм. Опорою всього апарату є бетонна основа, під якою знаходиться басейн – барботер, який служить для локалізації аварії.

Третє покоління реакторів використовує важку воду

Основним елементом якої є дейтерій. Найбільш поширена конструкція має назву CANDU, вона була розроблена в Канаді і широко застосовується по всьому світу. Ядро таких реакторів знаходиться в горизонтальному положенні, а роль нагрівальної камери відіграють резервуари циліндричної форми. Паливний канал тягнеться через всю нагрівальну камеру, кожен з таких каналів, має дві концентричні трубки. Існують зовнішня та внутрішня трубки.

У внутрішній трубці паливо знаходиться під тиском теплоносія, що дозволяє додатково заправляти реактор в процесі роботи. Тяжка вода з формулою D20 використовується як сповільнювач. У ході замкнутого циклу відбувається прокачування води трубами реактора, що містить пучки палива. Внаслідок ядерного поділу виділяється тепло.

Цикл охолодження при використанні важкої води полягає в проходженні через парогенератори, де від тепла, що виділяється важкою водою, закипає звичайна вода, в результаті чого, утворюється пара, що виходить під високим тиском. Він розподіляється назад у реактор, у результаті виникає замкнутий цикл охолодження.

Саме таким шляхом відбувалося покрокове вдосконалення типів ядерних реакторів, які використовувалися і використовуються в різних країнах світу.