Принцип роботи атомної електростанції та електростанцій, що спалюють звичайне паливо (вугілля, газ, мазут, торф) однакових: за рахунок тепла, що виділяється, вода перетворюється на пару, яка під тиском подається на турбіну і обертає її. Турбіна, у свою чергу, передає обертання на генератор електричного струму, який перетворює механічну енергію на електричну енергію, тобто генерує струм. У разі теплових електростанцій перетворення води у пару відбувається за рахунок енергії згоряння вугілля, газу тощо, у разі АЕС – за рахунок енергії поділу ядра урану-235.
Для перетворення енергії поділу ядра на енергію водяної пари використовуються установки різних типів, які отримали назву ядерних енергетичних реакторів (установок).Уран зазвичай використовують у вигляді діоксиду - U0 2 .
Оксид урану у складі спеціальних конструкцій поміщають у сповільнювач - речовина, при взаємодії з яким нейтрони швидко втрачають енергію (сповільнюються). Для цих цілей використовується вода або графіт -відповідно до цього реактори називають водними або графітовими.
Для перенесення енергії (іншим словом – тепла) від активної зони до турбіни використовують теплоносій. воду, рідкий метал(наприклад, натрій) або газ(наприклад, повітря чи гелій). Теплоносій омиває зовні розігріті герметичні конструкції, всередині яких відбувається реакція поділу. Внаслідок цього теплоносій нагрівається і, переміщаючись спеціальними трубами, переносить енергію (у вигляді власного тепла). Нагрітий теплоносій використовується для створення пари, яка під високим тиском подається на турбіну.
Рис.Ж.1.Принципова схема АЕС: 1 – ядерний реактор, 2 – циркуляційний насос, 3 – теплообмінник, 4 – турбіна, 5 – генератор електричного струму
У разі газового теплоносія ця стадія відсутня і на турбіну подається безпосередньо нагрітий газ.
У російській (у радянській) атомній енергетиці набули поширення два типи реакторів: так звані Реактор Великої Потужності Канальний (РБМК) і Водо-Водяний Енергетичний Реактор (ВВЕР). На прикладі РБКМ розглянемо принцип роботи АЕС трохи докладніше.
РБМК
РБМК є джерелом електроенергії потужністю 1000 МВт, що відбиває запис РБМК-1000.Реактор розміщується у залізобетонній шахті на спеціальній опорній конструкції. Навколо нього, зверху та знизу розташована біологічний захист(Захист від іонізуючого випромінювання). Активну зону реактора заповнює графітова кладка(тобто певним чином складені блоки графіту розміром 25x25x50 см) циліндричної форми. По всій висоті виготовлені вертикальні отвори (рис. Ж.2.). Вони містять металеві труби, звані каналами(Звідси назва "канальний"). У канали встановлюють конструкції з паливом (ТВЕЛ - тепловиділяючий елемент), або стрижні для управління реактором. Перші називаються паливними каналами,другі - каналами управління та захисту.Кожен канал є самостійною герметичною конструкцією. Управління реактором здійснюється зануренням у канал стрижнів, що поглинають нейтрони (для цієї мети використовуються такі матеріали, як кадмій, бор, європій). Чим глибше такий стрижень входить в активну зону, тим більше нейтронів поглинається, отже, кількість ядер, що діляться, зменшується, енерговиділення падає. Сукупність відповідних механізмів називається системою управління та захисту (СУЗ).
Рис.Ж.2.Схема РБМК.
До кожного паливного каналу знизу підводиться вода, яка подається в реактор спеціальним потужним насосом, - він називається Основний циркуляційний насос (ГЦН).Обмиваючи ТВС, вода закипає, і на виході з каналу утворюється пароводяна суміш. Вона надходить у барабан-сепаратор (БС)- апарат, що дозволяє відокремити (сепарувати) суху пару від води. Відокремлена вода направляється головним циркуляційним насосом назад у реактор, замикаючи тим самим контур «реактор – барабан-сепаратор – ГНЦ - реактор». Він називається контуром багаторазової примусової циркуляції (КМПЦ)Таких контурів у РБМК два.
Кількість оксиду урану, необхідного для роботи РБМК, становить близько 200 тонн (при їх використанні виділяється така ж енергія, як при спалюванні близько 5 млн. тонн вугілля). Паливо «працює» у реакторі 3-5 років.
Теплоносій знаходиться в замкнутому контурі,ізольованому від зовнішнього середовища, виключаючи будь-яке значуще радіаційне забруднення. Це підтверджується дослідженнями радіаційного стану навколо АЕС як самими службами станцій, так і контролюючими органами, екологами, міжнародними організаціями.
Охолоджувальна вода надходить із водоймища біля станції. При цьому вода, що забирається, має природну температуру, а що надходить назад у водойму - приблизно на 10°С вище. Існують суворі нормативи щодо температури нагріву, які додатково посилюються з урахуванням місцевих екосистем, але так зване «теплове забруднення» водойми є, ймовірно, найбільш значущою екологічною шкодою від атомних електростанцій. Цей недолік не є важливим і непереборним. Щоб уникнути його, поряд з водоймищами-охолоджувачами (або замість них) використовуються градирні.Вони є величезні споруди як конічних труб великого діаметра. Охолоджуюча вода після нагрівання в конденсаторі подається в численні трубки, розташовані всередині градирні. Ці трубки мають невеликі отвори, якими вода витікає, утворюючи всередині градирні «гігантський душ». Вода, що падає, охолоджується за рахунок атмосферного повітря і збирається під градирнею в басейні, звідки забирається для охолодження конденсатора. Над градирнею внаслідок випаровування води утворюється біла хмара.
Радіоактивні викиди АЕС на 1-2 порядкунижче гранично допустимих (тобто прийнятно безпечних) значень, а концентрація радіонуклідів у районах розташування АЕС у мільйони разів менше ГДК та у десятки тисяч разів менше природного рівня радіоактивності.
Радіонукліди, що у ОС під час роботи АЕС, є переважно продукти поділу. Основну частину з них складають інертні радіоактивні гази (ІРГ), які мають малі періоди. напіврозпадуі тому не надають відчутного на довкілля (вони розпадаються раніше, ніж встигають впливати). Крім продуктів поділу, деяку частину викидів становлять продукти активації (радіонукліди, що утворилися зі стабільних атомів під дією нейтронів). Значними з погляду радіаційного впливу є довгоживучі радіонукліди(ДЖН, основні дозоутворюючі радіонукліди - цезій-137, стронцій-90, хром-51, марганець-54, кобальт-60) та радіоізотопи йоду(В основному йод-131). При цьому їхня частка у викидах АЕС вкрай незначна і становить тисячні частки відсотка.
За підсумками 1999 року викиди радіонуклідів на АЕС з інертних радіоактивних газів не перевищували 2,8% допустимих значень для уран-графітових реакторів і 0,3% - для ВВЕР та БН. За довгоживучими радіонуклідами викиди не перевищували 1,5% допустимих викидів для уран-графітових реакторів і 0,3% - для ВВЕР та БН, за йодом-131, відповідно, 1,6% та 0,4%.
Важливим аргументом на користь ядерної енергетики компактність палива. Округлені оцінки такі: з 1 кг дров можна зробити 1 кВт-год електроенергії, З 1 кг вугілля - 3 кВт-год, з 1 кг нафти - 4 кВт-год, з 1 кг ядерного палива (низькозбагаченого урану) -300 000 кВт-год.
А важкий енергоблокпотужністю 1 ГВт споживає приблизно 30 тонн низькозбагаченого урану на рік (тобто один вагон на рік).Для забезпечення року роботи такою самою за потужністю вугільної електростанціїнеобхідно близько 3 мільйонів тонн вугілля (тобто близько п'яти залізничних поїздів на день).
Викиди довгоживучих радіонуклідів вугільної або мазутної електростанцій усередньому у 20-50 (а за деякими оцінками у 100) разів вищий, ніж АЕС такої ж потужності.
Вугілля та інші викопні види палива містять калій-40, уран-238, торій-232, питома активність кожного з яких становить від кількох одиниць до кількох сотень Бк/кг (і, відповідно, такі члени їх радіоактивних рядів, як радій-226, радій -228, свинець-210, полоній-210, радон-222 та інші радіонукліди). Ізольовані від біосфери в товщі земної породи при спалюванні вугілля, нафти і газу вони звільняються і викидаються в атмосферу. Причому це переважно найбільш небезпечні з погляду внутрішнього опромінення альфа-активні нукліди. І хоч природна радіоактивність вугілля, як правило, відносно невисока, кількістьпалива, що спалюється на одиницю виробленої енергії колосально.
Внаслідок дози опромінення населення, що проживає поблизу вугільної електростанції (при ступені очищення димових викидів на рівні 98-99%) більше, ніж дози опромінення населення поблизу АЕС у 3-5 разів.
Крім викидів в атмосферу, необхідно враховувати, що в місцях концентрування відходів вугільних станцій спостерігається значне підвищення радіаційного фону, яке може призводити до доз, що перевищують, гранично допустимі. Частина природної активності вугілля концентрується в золі, яка на електростанціях накопичується у величезних кількостях. При цьому у пробах золи Кансько-Ачинського родовища відзначаються рівні понад 400 Бк/кг. Радіоактивність летючої золи донбаського кам'яного вугілля перевищує 1000 Бк/кг. І ці відходи не ізольовані від довкілля. Виробництво ГВт-року електроенергії за рахунок спалювання вугілля призводить до потрапляння в довкілля сотень ГБ до активності (в основному альфа).
Такі поняття, як «радіаційна якість нафти і газу», стали привертати серйозну увагу порівняно недавно, тоді як вміст природних радіонуклідів у них (радія, торію та інших) можуть досягати значних величин. Наприклад, об'ємна активність радону-222 у природному газі в середньому від 300 до 20 000 Бк/м 3 за максимальних значень до 30 000-50 000. І таких кубометрів Росія видобуває на рік майже 600 мільярдів.
Слід все ж зазначити, що радіоактивні викиди як АЕС, так і ТЕС не призводять до помітних наслідків для здоров'я населення. Навіть для вугільних станцій - це третьорядний екологічний фактор, який за значимістю суттєво нижчий від інших: хімічних та аерозольних викидів, відходів та ін.
ДОДАТОК З
Все дуже просто. У ядерному реакторі розпадається Уран-235, при цьому виділяється величезна кількість теплової енергії, вона кип'ятить воду, пара під тиском крутить турбіну, яка обертає електрогенератор, що виробляє електрику.
Науці відомий принаймні один ядерний реактор природного походження. Він знаходиться в урановому родовищі Окло, у Габоні. Щоправда, він уже охолонув півтора мільярда років тому.
Уран-235 – це один із ізотопів урану. Він відрізняється від простого урану тим, що в його ядрі не вистачає трьох нейтронів, через що ядро стає менш стабільним і розпадається на дві частини, коли в нього на великій швидкості врізається нейтрон. При цьому вилітає ще 2–3 нейтрони, які можуть потрапити до іншого ядра Урана-235 та розщепити його. І так по ланцюжку. Це називається ядерною реакцією.
Керована реакція
Якщо не керувати ланцюговою ядерною реакцією і вона піде занадто швидко, то вийде справжнісінький ядерний вибух. Тому за процесом треба ретельно стежити і не давати розпадатися урану дуже швидко. Для цього ядерне паливо в металевих трубках поміщають у сповільнювач - речовину, яка уповільнює нейтрони і переводить їхню кінетичну енергію теплову.
Для управління швидкістю реакції у сповільнювач занурюють стрижні з поглинаючого нейтрони матеріалу. Коли ці стрижні піднімають, вони вловлюють менше нейтронів і прискорюється реакція. Якщо стрижні опустити, реакція знову сповільниться.
Справа техніки
Величезні труби в атомних електростанціях насправді не труби, а градирні - вежі для швидкого охолодження пари.
У момент розпаду ядро розколюється на дві частини, які розлітаються з шаленою швидкістю. Але далеко вони не відлітають - ударяються об сусідні атоми, і кінетична енергія перетворюється на теплову.
Далі цим теплом нагрівають воду, перетворюючи її на пару, пара крутить турбіну, а турбіна крутить генератор, який і виробляє електрику, так само, як у звичайній тепловій електростанції, що працює на вугіллі.
Смішно, але вся ця ядерна фізика, ізотопи урану, ланцюгові ядерні реакції – все для того, щоб закип'ятити воду.
За чистоту
Атомна енергія використовується у атомних електростанціях. Існують кораблі та підводні човни, що працюють на ядерній енергії. У 50 роки навіть розроблялися атомні автомобілі, літаки та потяги.
Внаслідок роботи ядерного реактора утворюються радіоактивні відходи. Частину з них можна переробити для подальшого використання, частину доводиться тримати у спеціальних сховищах, щоб вони не завдали шкоди людині та навколишньому середовищу.
Незважаючи на це, ядерна енергія зараз є одним з найбільш екологічно чистих. Атомні електростанції не виробляють викидів в атмосферу, вимагають дуже мало палива, займають мало місця і при правильному використанні дуже безпечні.
Але після аварії на Чорнобильській АЕС багато країн призупинили розвиток атомної енергетики. Хоча, наприклад, у Франції майже 80 відсотків енергії виробляється атомними електростанціями.
У двохтисячних через велику ціну на нафту всі згадали про ядерну енергію. Існують розробки з компактних ядерних електростанцій, які безпечні, можуть працювати десятиліттями і не вимагають обслуговування.
Ядерну енергію використовують у теплоенергетиці, коли з ядерного палива в реакторах одержують енергію у формі тепла. Воно використовується для вироблення електричної енергії в атомних електростанціях (АЕС)для енергетичних установок великих морських суден, для опріснення морської води.
Ядерна енергетика завдячує своєю появою, насамперед, природі відкритого 1932 року нейтрона. Нейтрони входять до складу всіх атомних ядер, крім ядра водню. Пов'язані нейтрони у ядрі існують нескінченно довго. У вільному вигляді вони недовговічні, тому що або розпадаються з періодом напіврозпаду 11,7 хвилини, перетворюючись на протон і випускаючи при цьому електрон і нейтрино, або швидко захоплюються атомами ядрами.
Сучасна ядерна енергетика заснована на використанні енергії, що виділяється при розподілі природного ізотопу урану-235. На атомних електростанціях керована реакція поділу ядер здійснюється в ядерному реакторі. За енергією нейтронів, що виробляють розподіл ядер, розрізняють реактори на теплових та на швидких нейтронах.
Основний агрегат атомної електростанції – ядерний реактор, схема якого показана на рис. 1. Одержують енергію з ядерного палива, а потім вона передається іншому робочому тілу (воді, металевій або органічній рідині, газу) у формі тепла; далі її перетворюють на електрику за тією ж схемою, що і на звичайних .
Керують процесом, підтримують реакцію, стабілізують потужність, здійснюють пуск та зупинку реактора за допомогою спеціальних рухомих керуючих стрижнів 6 і 7 з матеріалів, що інтенсивно поглинають теплові нейтрони. Їх надають руху за допомогою системи управління 5 . Дії регулюючих стрижніввиявляються зміна потужності потоку нейтронів в активній зоні. каналами 10 циркулює вода, що охолоджує бетон біологічного захисту
Керуючі стрижні виготовлені з бору або кадмію, які термічно, радіаційно та корозійно стійкі, механічно міцні, мають хороші теплопередаючі властивості.
Всередині масивного сталевого корпусу 3 знаходиться кошик 8 з тепловиділяючими елементами 9 . Теплоносій надходить трубопроводом 2 , проходить через активну зону, омиває всі тепловиділяючі елементи, нагрівається і трубопроводом 4 надходить у парогенератор.
Мал. 1. Ядерний реактор
Реактор розміщений усередині товстого бетонного біологічного. захисного пристрою 1 що захищає навколишній простір від потоку нейтронів, альфа-, бета-, гамма-випромінювання.
Тепловиділяючі елементи (твели)- Головна частина реактора. Вони безпосередньо відбувається ядерна реакція і виділяється тепло, решта служать для ізоляції, управління та відведення тепла. Конструктивно твели можна виконати стрижневими, пластинчастими, трубчастими, кульовими тощо. буд. Найчастіше вони стрижневі, довжиною до 1 метра, діаметром 10 мм. Зазвичай їх збирають із уранових таблеток або з коротких трубок та пластин. Зовні твели покриті корозійностійкою, тонкою металевою оболонкою. На оболонку використовуються цирконієві, алюмінієві, магнієві сплави, а також легована нержавіюча сталь.
Передача тепла, що виділяється при ядерній реакції в активній зоні реактора, до робочого тіла двигуна (турбіни) енергетичних установок здійснюється за одноконтурною, двоконтурною та триконтурною схемами (рис. 2).
Мал. 2. Ядерна енергетична установка
а – за одноконтурною схемою; б – за двоконтурною схемою; в – за триконтурною схемою
1 – реактор; 2, 3 – біологічний захист; 4 – регулятор тиску; 5 – турбіна; 6 – електрогенератор; 7 – конденсатор; 8 – насос; 9 – резервна ємність; 10 – регенеративний підігрівач; 11 – парогенератор; 12 – насос; 13 – проміжний теплообмінник
Кожен контур - замкнута система. Реактор 1 (у всіх теплових схемах) розміщений усередині первинної 2 та вторинної 3 біологічних захистів. Якщо АЕС побудовано за одноконтурною тепловою схемою, пара з реактора через регулятор тиску 4 надходить у турбіну 5 . Вал турбіни з'єднаний з валом електрогенератора 6 , в якому виробляється електричний струм. Відпрацьована пара надходить у конденсатор, де охолоджується і повністю конденсується. Насос 8 направляє конденсат у регенеративний підігрівач 10 , і далі він надходить у реактор.
При двоконтурній схемі нагрітий у реакторі теплоносій надходить у парогенератор 11 , де тепло поверхневим підігрівом передається теплоносія робочого тіла (живильної води другого контуру). У водо-водяних реакторах теплоносій у парогенераторі охолоджується приблизно на 15...40 про З і далі циркуляційним насосом 12 назад прямує в реактор.
При триконтурній схемі теплоносій (зазвичай рідкий натрій) з реактора прямує у проміжний теплообмінник 13 та звідти циркуляційним насосом 12 повертається до реактора. Теплоносій у другому контурі також рідкий натрій. Цей контур не опромінюється і, отже, нерадіоактивний. Натрій другого контуру надходить у парогенератор 11 , віддає тепло робочому тілу, а потім циркуляційним насосом відправляється назад у проміжний теплообмінник.
Число циркуляційних контурів визначає тип реактора, застосовуваний теплоносій, його ядерно-фізичні властивості, ступінь радіоактивності. Одноконтурна схема може бути використана в киплячих реакторах і реакторах з газовим теплоносієм. Найбільшого поширення набула двоконтурна схемапри використанні як теплоносій води, газу та органічних рідин. Триконтурна схема застосовується на АЕС із реакторами на швидких нейтронах при використанні рідкометалевих теплоносіїв (натрій, калій, сплави натрій-калій).
Ядерним пальним може бути уран-235, уран-233 та плутоній-232. Сировина для отримання ядерного палива природний уран та торій. При ядерній реакції одного грама речовини, що ділиться (уран-235) звільняється енергія, еквівалентна 22×10 3 кВт × год (19×10 6 кал). Для отримання такої кількості енергії необхідно спалити 1900 кг нафти.
Уран-235 легко доступний, його енергетичні запаси приблизно такі самі, як і органічного палива. Однак за умови використання ядерного палива з такою низькою ефективністю, як нині, доступні уранові джерела будуть виснажені через 50-100 років. У той же час, практично невичерпні «поклади» ядерного палива — це уран, розчинений у морській воді. В океані його в сотні разів більше, ніж на суші. Вартість отримання одного кілограма двоокису урану з морської води близько 60-80 $, а в перспективі знизиться до 30 $, а вартість двоокису урану, що видобувається в найбагатших родовищах на суші, 10-20 $. Отже, через деякий час витрати на суші та «на морській воді» стануть одного й того ж порядку.
Вартість ядерного палива приблизно вдвічі нижча за викопні вугілля. На електростанціях, що працюють на вугіллі, палива падає 50-70% вартості електроенергії, а на АЕС — 15-30%. Сучасна ТЕС потужністю 2,3 млн. кВт (наприклад, Самарська ГРЕС) щодобово споживає близько 18 тонн вугілля (6 залізничних складів) або 12 тис. тонн мазуту (4 залізничні склади). Атомна ж, такої ж потужності, витрачає протягом доби лише 11 кг ядерного пального, а протягом року 4 тонни. Проте атомна електростанція дорожча за теплову з погляду будівництва, експлуатації, ремонту. Наприклад, спорудження АЕС потужністю 2—4 млн кВт коштує приблизно на 50-100 % дорожче, ніж тепловий.
Зменшити капітальні витрати на будівництво АЕС можливо за рахунок:
- стандартизації та уніфікації обладнання;
- розроблення компактних конструкцій реакторів;
- вдосконалення систем управління та регулювання;
- скорочення тривалості зупинки реактора для перевантаження палива.
p align="justify"> Важливою характеристикою ядерних енергетичних установок (ядерного реактора) є економічність паливного циклу. Щоб підвищити економічність паливного циклу, слід:
- збільшити глибину вигоряння ядерного палива;
- підняти коефіцієнт відтворення плутонію.
При кожному розподілі ядра урану-235 звільняється 2-3 нейтрони. З них для подальшої реакції використовують лише один, інші губляться. Однак є можливість використовувати їх для відтворення ядерного палива, створюючи реактори на швидких нейтронах. При роботі реактора на швидких нейтронах можна на 1 кг спаленого урану-235 одночасно отримати приблизно 1,7 кг плутонію-239. У такий спосіб можна покрити низький термічний ККД АЕС.
Реактори на швидких нейтронах у десятки разів ефективніші (у плані використання ядерного палива) реакторів на паливних нейтронах. У них відсутній уповільнювач, застосовується високозбагачене ядерне пальне. Нейтрони, що вилітають з активної зони, поглинаються не конструктивними матеріалами, а розташованим навколо ураном-238 або торієм-232.
У майбутньому основними матеріалами для атомних енергетичних установок стануть плутоній-239 і уран-233, отриманих відповідно з урану-238 і торію-232 в реакторах на швидких нейтронах. Перетворення в реакторах урану -238 на плутоній-239 збільшить ресурси ядерного палива приблизно в 100 разів, а торію-232 в уран-233 - у 200 разів.
На рис. 3 наведено схему ядерної енергетичної установки на швидких нейтронах.
Відмінними рисами ядерної електроустановки на швидких нейтронах є:
- зміна критичності ядерного реактора здійснюється за рахунок відображення частини нейтронів поділу ядерного палива з периферії назад в активну зону за допомогою відбивачів 3 ;
- відбивачі 3 можуть повертатися, змінюючи витік нейтронів і, отже, інтенсивність реакцій поділу;
- відтворюється ядерне паливо;
- відведення зайвої теплової енергії від реактора здійснюється за допомогою холодильника-випромінювача 6 .
Мал. 3. Схема ядерної енергетичної установки на швидких нейтронах:
1 – тепловиділяючі елементи; 2 – ядерне паливо, що відтворюється; 3 – відбивачі швидких нейтронів; 4 – ядерний реактор; 5 – споживач електроенергії; 6 – холодильник-випромінювач; 7 – перетворювач теплової енергії на електричну; 8 – радіаційний захист.
Перетворювачі теплової енергії на електричну
За принципом використання теплової енергії, що виробляється ядерною енергетичною установкою, перетворювачі можна розділити на 2 класи:
- машинні (динамічні);
- безмашинні (прямі перетворювачі).
У машинних перетворювачах з реактором зазвичай зв'язують газотурбінну установку, в якій робочим тілом може бути водень, гелій, гелій-ксенонова суміш. Ефективність перетворення в електроенергію тепла, підведеного безпосередньо до турбогенератора, досить висока - ККД перетворювача η = 0,7-0,75.
Схема ядерної енергетичної установки з динамічним газотурбінним (машинним) перетворювачем показано на рис. 4.
Інший тип машинного перетворювача - магнітогазодинамічний або магнітогідродинамічний генератор (МГДГ). Схему такого генератора наведено на рис. 5. Генератор є каналом прямокутного перерізу, дві стінки якого виконані з діелектрика, а дві — з електропровідного матеріалу. По каналах рухається електропровідне робоче тіло - рідке або газоподібне, яке пронизується магнітним полем. Як відомо, при русі провідника в магнітному полі виникає ЕРС, яка по електродам 2 передається споживачеві електроенергії 3 . Джерелом енергії потоку робочого тепла є тепло, що виділяється в ядерному реакторі. Ця теплова енергіявитрачається переміщення зарядів у магнітному полі, тобто. перетворюється на кінетичну енергію струмопровідного струменя, а кінетична енергія — на електричну.
Мал. 4. Схема ядерної енергоустановки з газотурбінним перетворювачем:
1 – реактор; 2 – контур із рідкометалевим теплоносієм; 3 – теплообмінник для підведення теплоти до газу; 4 – турбіна; 5 – електрогенератор; 6 – компресор; 7 – холодильник-випромінювач; 8 – контур відведення теплоти; 9 – насос циркуляційний; 10 – теплообмінник для відведення теплоти; 11 – теплообмінник-регенератор; 12 – контур із робочим тілом газотурбінного перетворювача.
Прямі перетворювачі (безмашинні) теплової енергії електричну поділяються на:
- термоелектричні;
- термоемісійні;
- електрохімічні.
Термоелектричні генератори (ТЕГ) засновані на принципі Зеєбека, який полягає в тому, що в замкнутому ланцюгу, що складається з різнорідних матеріалів, виникає термо-ЕРС, якщо підтримується різниця температур у місцях контакту цих матеріалів (рис. 6). Для отримання електроенергії доцільно використовувати напівпровідникові ТЕГ, що мають вищий ККД, при цьому температуру гарячого спаю потрібно доводити до 1400 і вище.
Термоемісійні перетворювачі (ТЕП) дозволяють одержувати електроенергію в результаті емісії електронів з нагрітого до високих температур катода (рис. 7).
Мал. 5. Магнітогазодинамічний генератор:
1 – магнітне поле; 2 – електроди; 3 – споживач електроенергії; 4 – діелектрик; 5 – провідник; 6 – робоче тіло (газ).
Мал. 6. Схема роботи термоелектричного генератора
Мал. 7. Схема роботи термоемісійного перетворювача
Для підтримки струму емісії до катода підводиться теплота Q 1 . Електрони, що емітуються катодом, подолавши вакуумний проміжок, досягають анода і поглинаються ним. При «конденсації» електронів на аноді виділяється енергія, що дорівнює роботі виходу електронів із протилежним знаком. Якщо забезпечити безперервне підведення теплоти до катода і відведення її від анода, то через навантаження Rпотече постійний струм. Електронна емісія протікає ефективно за температур катода вище 2200 К.
Безпека та надійність роботи АЕС
Одним із головних питань розвитку атомної енергетики є забезпечення надійності та безпеки роботи АЕС.
Радіаційна безпека забезпечується:
- створенням надійних конструкцій та пристроїв біологічного захисту персоналу від опромінення;
- очищенням повітря та води, що виходять із приміщень АЕС за її межі;
- вилученням та надійною локалізацією радіоактивних забруднень;
- повсякденним дозиметричним контролем приміщень АЕС та індивідуальним дозиметричним контролем персоналу.
Приміщення АЕС залежно від режиму роботи та встановленого в них обладнання поділяються на 3 категорії:
- зона суворого режиму;
- зона обмеженого режиму;
- зона нормального режиму
У приміщеннях третьої категорії персонал постійно, ці приміщення на станції радіаційно безпечні.
При роботі АЕС утворюються тверді, рідкі та газоподібні радіоактивні відходи. Вони мають виводитися те щоб не створювалося забруднення довкілля.
Гази, що видаляються з приміщення, при їх вентиляції можуть містити радіоактивні речовини у вигляді аерозолів, радіоактивний пил і радіоактивні гази. Вентиляція станції будується так, щоб потоки повітря проходили з найбільш «чистих» в «забруднені», а перетікання у зворотному напрямку виключалися. У всіх приміщеннях станції повна заміна повітря проводиться протягом не більше однієї години.
Під час експлуатації АЕС виникає проблема видалення та поховання радіоактивних відходів. Твели, що відпрацювали в реакторах, витримують певний час у басейнах з водою безпосередньо на АЕС, поки не відбудеться стабілізація ізотопів з малим часом напіврозпаду, після чого твели відправляються на спеціальні радіохімічні заводи для регенерації. Там із твелів витягується ядерне пальне, а радіоактивні відходи підлягають похованню.
Атомна електростанція або скорочено АЕС це комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції.
У другій половині 40-х років, перед тим, як було закінчено роботи зі створення першої атомної бомби, яка була випробувана 29 серпня 1949 року, радянські вчені розпочали розробку перших проектів мирного використання атомної енергії. Основним напрямом проектів була електроенергетика.
У травні 1950 року в районі селища Обнінське Калузької області розпочато будівництво першої у світі АЕС.
Вперше електроенергію за допомогою ядерного реактора отримали 20 грудня 1951 року у штаті Айдахо США.
Для перевірки працездатності генератор був підключений до чотирьох ламп розжарювання, ні те не очікував, що лампи запаляться.
З цього моменту людство почало використовувати енергію ядерного реактора для отримання електрики.
Перші Атомні електростанції
Будівництво першої у світі атомна електростанція потужністю 5 МВт було закінчено в 1954 році і 27 червня 1954 вона була запущена, так почала працювати.
У 1958 була введена в експлуатацію перша черга Сибірської АЕС потужністю 100 МВт.
Будівництво Білоярської промислової АЕС почалося так само 1958 року. 26 квітня 1964 року генератор 1-ї черги дав струм споживачам.
У вересні 1964 року було пущено 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 МВт. Другий блок потужністю 350 МВт запущений у грудні 1969 року.
У 1973 р. запущено Ленінградську АЕС.
В інших країнах перша АЕС промислового призначення була введена в експлуатацію в 1956 р. в Колдер-Холлі (Великобританія) її потужність становила 46 МВт.
У 1957 році вступила в дію АЕС потужністю 60 МВт у Шиппінгпорті (США).
Світовими лідерами у виробництві ядерної електроенергії є:
- США (788,6 млрд кВт год/рік),
- Франція(426,8 млрд кВт год/рік),
- Японія (273,8 млрд кВт год/рік),
- Німеччина (158,4 млрд кВт год/рік),
- Росія (154,7 млрд кВт ч/рік).
Класифікація АЕС
Атомні електростанції можна класифікувати за кількома напрямками:
За типом реакторів
- Реактори на теплових нейтронах, що використовують спеціальні сповільнювачі для збільшення ймовірності поглинання нейтрону ядрами атомів палива
- Реактори на легкій воді
- Реактори на важкій воді
- Реактори на швидких нейтронах
- Субкритичні реактори, що використовують зовнішні джерела нейтронів
- Термоядерні реактори
По виду енергії, що відпускається
- Атомні електростанції (АЕС), призначені для вироблення тільки електроенергії
- Атомні теплоелектроцентралі (АТЕЦ), що виробляють як електроенергію, так і теплову енергію
На атомних станціях, розташованих біля Росії є теплофікаційні установки, необхідні підігріву мережевої води.
Види палива, що використовується на Атомних електростанціях
На атомних електростанціях можливе використання кількох речовин, завдяки яким можна виробити атомну електроенергію, сучасне паливо АЕС – це уран, торій та плутоній.
Торієве паливо сьогодні не застосовується в атомних електростанціях, для цього є низка причин.
По перше, його складніше перетворити на тепловиділяючі елементи, скорочено ТВЕли.
ТВЭли - це металеві трубки, які вміщуються всередину ядерного реактора. Усередині
ТБЕлів знаходяться радіоактивні речовини. Ці трубки є сховищами ядерного палива.
По-друге, використання торієвого палива передбачає його складну та дорогу переробку вже після використання на АЕС.
Плутонієве паливо так само не застосовують в атомній електроенергетиці, через те, що ця речовина має дуже складний хімічний склад, система повноцінного та безпечного застосування ще не розроблена.
Уранове паливо
Основна речовина, що виробляє енергію на ядерних станціях, – це уран. На сьогоднішній день уран видобувається декількома способами:
- відкритим способом у кар'єрах
- закритим у шахтах
- підземним вилуговуванням, за допомогою буріння шахт.
Підземне вилуговування, за допомогою буріння шахт відбувається шляхом розміщення розчину сірчаної кислоти в підземних свердловинах, розчин насичується ураном і викачується назад.
Найбільші запаси урану у світі знаходяться в Австралії, Казахстані, Росії та Канаді.
Найбагатші родовища в Канаді, Заїрі, Франції та Чехії. У цих країнах із тонни руди одержують до 22 кілограмів уранової сировини.
У Росії з однієї тонни руди отримують трохи більше півтора кілограма урану. Місця видобутку урану нерадіоактивні.
У чистому виглядіця речовина мало небезпечна для людини, набагато більшу небезпеку становить радіоактивний безбарвний газ радон, який утворюється при природному розпаді урану.
Підготовка урану
У вигляді руди уран АЕС не використовують, руда не входить у реакцію. Для використання урану на АЕС сировина переробляється на порошок – закис окис урану, а вже після вона стає урановим паливом.
Урановий порошок перетворюється на металеві «таблетки», - він пресується у невеликі акуратні колбочки, які обпікаються протягом доби при температурах більше 1500 градусів за Цельсієм.
Саме ці уранові таблетки і надходять до ядерних реакторів, де починають взаємодіяти один з одним і, зрештою, дають людям електроенергію.
В одному ядерному реакторі одночасно працює близько 10 мільйонів уранових пігулок.
Перед розміщенням уранових таблеток в реакторі вони поміщаються в металеві трубки з цирконієвих сплавів - ТВЕли, трубки з'єднуються між собою в пучки і утворюють ТВС - збирання тепловиділяючих.
Саме ТВС називаються паливом АЕС.
Як відбувається переробка палива АЕС
Через рік використання урану в ядерних реакторах необхідно проводити його заміну.
Паливні елементи остуджують протягом декількох років і відправляють на рубку та розчинення.
В результаті хімічної екстракції виділяються уран та плутоній, які йдуть на повторне використання, з них роблять свіже ядерне паливо.
Продукти розпаду урану та плутонію направляються на виготовлення джерел іонізуючих випромінювань, їх використовують у медицині та промисловості.
Все, що залишається після цих маніпуляцій, вирушає у піч для розігріву, з цієї маси вариться скло, таке скло знаходиться у спеціальних сховищах.
З залишків виготовляють скло для масового застосування, скло використовується для зберігання радіоактивних речовин.
Зі скла складно виділити залишки радіоактивних елементів, які можуть нашкодити навколишньому середовищу. Нещодавно з'явився новий спосіб утилізації радіоактивних відходів.
Швидкі ядерні реактори чи реактори на швидких нейтронах, які працюють на перероблених залишках ядерного палива.
За підрахунками вчених, залишки ядерного палива, які сьогодні зберігаються у сховищах, здатні на 200 років забезпечити паливом реактори на швидких нейтронах.
Крім цього, нові швидкі реактори можуть працювати на урановому паливі, яке виробляється з 238 урану, ця речовина не використовується у звичних атомних станціях, т.к. Сьогоднішнім АЕС простіше переробляти 235 та 233 урани, яких у природі залишилося небагато.
Таким чином, нові реактори – це можливість використовувати величезні поклади урану, які до цього не застосовувалися.
Принцип роботи АЕС
Принцип роботи атомної електростанції на двоконтурному водо-водяному енергетичному реакторі (ВВЕР).
Енергія, що виділяється в активній зоні реактора, передається теплоносія першого контуру.
На виході з турбін, пара надходить у конденсатор, де охолоджується великою кількістю води, що надходить із водосховища.
Компенсатор тиску є досить складною і громіздкою конструкцією, яка служить для вирівнювання коливань тиску в контурі під час роботи реактора, що виникають за рахунок теплового розширення теплоносія. Тиск у 1-му контурі може сягати 160 атмосфер (ВВЕР-1000).
Крім води, в різних реакторах як теплоносій може застосовуватися також розплавлений натрій або газ.
Використання натрію дозволяє спростити конструкцію оболонки активної зони реактора (на відміну водяного контуру, тиск у натрієвому контурі не перевищує атмосферне), позбутися компенсатора тиску, але створює свої труднощі, пов'язані з підвищеною хімічною активністю цього металу.
Загальна кількість контурів може змінюватися для різних реакторів, схема на малюнку наведена для реакторів типу ВВЕР (Водо-Водяний Енергетичний Реактор).
Реактори типу РБМК (Реактор Великої Потужності Канального типу) використовує один водяний контур, а реактори БН (реактор на Швидких Нейтронах) - два натрієві та один водяний контури.
У разі неможливості використання великої кількості води для конденсації пари замість використання водосховища вода може охолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях), які завдяки своїм розмірам зазвичай є найпомітнішою частиною атомної електростанції.
Улаштування ядерного реактора
У ядерному реакторі використовується процес поділу ядер, при якому важке ядро розпадається на два дрібніші фрагменти.
Ці уламки перебувають у дуже збудженому стані і випускають нейтрони, інші субатомні частинки та фотони.
Нейтрони можуть викликати нові поділки, у яких їх випромінюється ще більше, тощо.
Такий безперервний ряд розщеплень, що самопідтримується, називається ланцюговою реакцією.
При цьому виділяється велика кількість енергії, виробництво якої є метою використання АЕС.
Принцип роботи ядерного реактора та атомної електростанції такий, що близько 85% енергії розщеплення вивільняється протягом дуже короткого проміжку часу після початку реакції.
Решта виробляється в результаті радіоактивного розпаду продуктів поділу, після того, як вони випромінювали нейтрони.
Радіоактивний розпад є процесом, у якому атом досягає стабільнішого стану. Він продовжується і після завершення поділу.
Основні елементи ядерного реактора
- Ядерне паливо: збагачений уран, ізотопи урану та плутонію. Найчастіше використовується уран 235;
- Теплоносій для виведення енергії, що утворюється при роботі реактора: вода, рідкий натрій та ін;
- Регулюючі стрижні;
- Уповільнювач нейтронів;
- Оболонка для захисту від випромінювання.
Принцип дії ядерного реактора
В активній зоні реактора розташовуються тепловиділяючі елементи (ТВЕЛ) - ядерне паливо.
Вони зібрані в касети, що включають кілька десятків ТВЕЛов. Каналами через кожну касету протікає теплоносій.
ТВЕЛи регулюють потужність реактора. Ядерна реакція можлива лише за певної (критичної) маси паливного стрижня.
Маса кожного стрижня окремо нижче критичної. Реакція починається, коли усі стрижні знаходяться в активній зоні. Занурюючи та виймаючи паливні стрижні, реакцією можна керувати.
Отже, при перевищенні критичної маси паливні радіоактивні елементи викидають нейтрони, які стикаються з атомами.
В результаті утворюється нестабільний ізотоп, який відразу розпадається, виділяючи енергію, у вигляді гамма випромінювання і тепла.
Частинки, зіштовхуючись, повідомляють кінетичну енергію один одному, і кількість розпадів у геометричній прогресії зростає.
Це і є ланцюгова реакція – принцип роботи ядерного реактора. Без управління вона відбувається блискавично, що призводить до вибуху. Але в ядерному реакторі процес перебуває під контролем.
Таким чином, в активній зоні виділяється теплова енергія, яка передається воді, що омиває цю зону (перший контур).
Тут температура води становить 250-300 градусів. Далі вода віддає тепло другому контуру, після цього – на лопатки турбін, що виробляють енергію.
Перетворення ядерної енергії на електричну можна представити схематично:
- Внутрішня енергія уранового ядра
- Кінетична енергія осколків ядер, що розпалися, і нейтронів, що звільнилися.
- Внутрішня енергія води та пари
- Кінетична енергія води та пари
- Кінетична енергія роторів турбіни та генератора
- Електрична енергія
Активна зона реактора складається із сотень касет, об'єднаних металевою оболонкою. Ця оболонка грає також роль відбивача нейтронів.
Серед касет вставлені керуючі стрижні для регулювання швидкості реакції та стрижні аварійного захисту реактора.
Атомна станція теплопостачання
Перші проекти таких станцій були розроблені ще в 70-ті роки XX століття, але через економічні потрясіння і жорстку протидію громадськості, що настали в кінці 80-х років, до кінця жоден з них реалізований не був.
Виняток становлять Білибінська АЕС невеликої потужності, вона забезпечує теплом та електрикою селище Білібіне у Заполяр'ї (10 тис. жителів) та місцеві гірничодобувні підприємства, а також оборонні реактори (вони займаються виробництвом плутонію):
- Сибірська АЕС, що постачає тепло у Сіверськ та Томськ.
- Реактор АДЕ-2 на Красноярському гірничо-хімічному комбінаті, що з 1964 р. постачає теплову та електричну енергію для міста Желєзногорська.
На момент кризи було розпочато будівництво кількох АСТ на базі реакторів, аналогічних ВВЕР-1000:
- Воронезька АСТ
- Горьківська АСТ
- Іванівська АСТ (тільки планувалася)
Будівництво цих АСТ було зупинено у другій половині 1980-х або на початку 1990-х років.
У 2006 році концерн «Росенергоатом» планував побудувати плавучу АСТ для Архангельська, Півека та інших заполярних міст на базі реакторної установки КЛТ-40, яка використовується на атомних криголамах.
Є проект будівництва необслуговуваної АСТ на базі реактора «Олена» та пересувний (залізничним транспортом) реакторної установки «Ангстрем»
Недоліки та переваги АЕС
Будь-який інженерний проект має свої позитивні та негативні сторони.
Позитивні сторони атомних станцій:
- відсутність шкідливих викидів;
- Викиди радіоактивних речовин у кілька разів менші за вугільну ел. станції аналогічної потужності (золокутних ТЕС містить відсоток урану і торію, достатній для їх вигідного вилучення);
- Невеликий обсяг палива, що використовується, і можливість його повторного використання після переробки;
- Висока потужність: 1000–1600 МВт на енергоблок;
- Низька собівартість енергії, особливо теплової.
Негативні сторони атомних станцій:
- Опромінене паливо небезпечне, вимагає складних та дорогих заходів щодо переробки та зберігання;
- Небажаний режим роботи із змінною потужністю для реакторів, що працюють на теплових нейтронах;
- Наслідки можливого інциденту дуже важкі, хоча його ймовірність досить низька;
- Великі капітальні вклади, Як питомі, на 1 МВт встановленої потужності для блоків потужністю менше 700-800 МВт, і загальні, необхідні будівництва станції, її інфраструктури, і навіть у разі можливої ліквідації.
Наукові розробки у сфері атомної енергетики
Звичайно, є недоліки і побоювання, але при цьому атомна енергія є найперспективнішою.
Альтернативні способи отримання енергії, за рахунок енергії припливів, вітру, Сонця, геотермальних джерелта ін. в даний час мають не високий рівнем одержуваної енергії, та її низькою концентрацією.
Необхідні види отримання енергії мають індивідуальні ризики для екології та туризму, наприклад виробництво фотоелектричних елементів, яке забруднює довкілля, небезпека вітряних станцій для птахів, зміна динаміки хвиль.
Вчені розробляють міжнародні проекти ядерних реакторів нового покоління, наприклад, ГТ-МГР, які дозволять підвищити безпеку та збільшити ККД АЕС.
Росія розпочала будівництво першої у світі плаваючої АЕС, вона дозволяє вирішити проблему нестачі енергії у віддалених прибережних районах країни.
США та Японія ведуть розробки міні-АЕС, з потужністю близько 10-20 МВт для цілей тепло та електропостачання окремих виробництв, житлових комплексів, а в перспективі – і індивідуальних будинків.
Зменшення потужності установки передбачає зростання масштабів виробництва. Малогабаритні реактори створюються з використанням безпечних технологій, що багаторазово зменшують можливість витоку ядерної речовини.
Виробництво водню
Урядом США прийнято Атомну водневу ініціативу. Спільно з Південною Кореєю ведуться роботи зі створення атомних реакторів нового покоління, здатних виробляти у великій кількості водень.
INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозує, що один енергоблок атомної електростанції наступного покоління буде виробляти щодня водень, еквівалентний 750 000 літрів бензину.
Фінансуються дослідження можливостей виробництва водню на атомних електростанціях.
Термоядерна енергетика
Ще цікавішою, хоч і щодо віддаленої перспективою виглядає використання енергії ядерного синтезу.
Термоядерні реактори, за розрахунками, споживатимуть менше палива на одиницю енергії, і як саме паливо (дейтерій, літій, гелій-3), так і продукти їх синтезу нерадіоактивні і, отже, екологічно безпечні.
В даний час за участю Росії на півдні Франції ведеться будівництво міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER.
Що таке ККД
Коефіцієнт корисної дії(ККД) - характеристика ефективності системи чи пристрою щодо перетворення чи передачі енергії.
Визначається ставленням корисно використаної енергії до сумарної кількості енергії, отриманої системою. ККД є безрозмірною величиною і часто вимірюється у відсотках.
ККД атомної електростанції
Найбільш високий ККД (92-95%) – гідність гідроелектростанцій. Там генерується 14% світової електро потужності.
Однак, цей тип станцій найбільш вимогливий до місця зведення і, як показала практика, дуже чутливий до дотримання правил експлуатації.
Приклад подій на Саяно-Шушенской ГЕС показав, яких трагічних наслідків може призвести нехтування правилами експлуатації у прагненні знизити експлуатаційні витрати.
Високим ККД (80%) мають АЕС. Їхня частка у світовому виробництві електроенергії становить 22%.
Але АЕС вимагають підвищеної уваги до проблеми безпеки як на стадії проектування, так і при будівництві та під час експлуатації.
Найменші відступи від суворих регламентів забезпечення безпеки для АЕС, загрожують фатальними наслідками для всього людства.
Окрім безпосередньої небезпеки у разі аварії, використання АЕС супроводжується проблемами безпеки, пов'язаними з утилізацією чи захороненням відпрацьованого ядерного палива.
ККД теплових електростанцій не перевищує 34%, на них виробляється до шістдесяти відсотків світової електроенергії.
Крім електроенергії на теплових електростанціях виробляється теплова енергія, яка у вигляді гарячої пари або гарячої водиможе передаватися споживачам на відстань 20-25 кілометрів. Такі станції називають ТЕЦ (тепло електроцентраль).
ТЕС і ТЕЦ не дорогі у будівництві, але якщо не буде вжито спеціальних заходів, вони несприятливо впливають на навколишнє середовище.
Несприятливий вплив на довкілля залежить від того, яке паливо застосовується у теплових агрегатах.
Найбільш шкідливі продукти згоряння вугілля та важких нафтопродуктів, природний газ менш агресивний.
ТЕС є основними джерелами електроенергії біля Росії, навіть більшості країн Європи.
Проте, є винятки, наприклад, у Норвегії електроенергія виробляється здебільшого на ГЕС, а Франції 70% електроенергії генерується на атомних станціях.
Перша електростанція у світі
Найперша центральна електростанція, The Pearl Street, була здана в експлуатацію 4 вересня 1882 року в Нью-Йорку.
Станцію було побудовано за підтримки Edison Illuminating Company, яку очолював Томас Едісон.
На ній було встановлено кілька генераторів Едісона загальною потужністю понад 500 кВт.
Станція постачала електроенергією цілий район Нью-Йорка площею близько 2,5 квадратних кілометрів.
Станція згоріла вщент у 1890 році, збереглася лише одна динамо-машина, яка зараз знаходиться в музеї Greenfield Village, Мічиган.
30 вересня 1882 року запрацювала перша гідроелектростанція the Vulcan Street у штаті Вісконсін. Автором проекту був Г.Д. Роджерс, голова компанії Appleton Paper & Pulp.
На станції було встановлено генератор потужністю приблизно 12.5 кВт. Електрики вистачало на будинок Роджерса та на дві його паперові фабрики.
Електростанція Gloucester Road. Брайтон був одним з перших міст у Великій Британії з безперервним електропостачанням.
У 1882 році Роберт Хаммонд заснував компанію Hammond Electric Light, а 27 лютого 1882 року він відкрив електростанцію Gloucester Road.
Станція складалася з динамо щітки, яка використовувалася, щоб привести в дію шістнадцять дугових ламп.
1885 року електростанція Gloucester була куплена компанією Brighton Electric Light. Пізніше на цій території була побудована нова станція, що складається з трьох динамо щіток з 40 лампами.
Електростанція Зимового палацу
У 1886 році в одному з внутрішніх дворів Нового Ермітажу було збудовано електростанцію.
Електростанція була найбільшою у всій Європі, не тільки на момент будівництва, а й протягом наступних 15 років.
Раніше для освітлення Зимового палацу використовувалися свічки, з 1861 почали використовувати газові світильники. Оскільки електролампи мали більшу перевагу, було розпочато розробки з впровадження електроосвітлення.
Перш ніж будівля була повністю переведена на електрику, освітлення за допомогою ламп використовували для освітлення палацових зал під час різдвяних і новорічних свят 1885 року.
9 листопада 1885 року проект будівництва «фабрики електрики» був схвалений імператором Олександром III. Проект включав електрифікацію Зимового палацу, будівель Ермітажу, дворової та прилеглої території протягом трьох років до 1888 року.
Була необхідність унеможливити вібрацію будівлі від роботи парових машин, розміщення електростанції передбачили в окремому павільйоні зі скла та металу. Його розмістили у другому дворі Ермітажу, відтоді званому «Електричним».
Як виглядала станція
Будівля станції займала площу 630 м², складалася з машинного відділення з 6 котлами, 4 паровими машинами та 2 локомобілями та приміщення з 36 електричними динамо-машинами. Загальна потужність сягала 445 к.с.
Першими висвітлили частину парадних приміщень:
- Аванзал
- Петрівська зала
- Великий фельдмаршальський зал
- Гербова зала
- Георгіївський зал
Було запропоновано три режими освітлення:
- повне (святкове) включати п'ять разів на рік (4888 ламп розжарювання та 10 свічок Яблочкова);
- робоче – 230 ламп розжарювання;
- чергове (нічне) – 304 лампи розжарювання.
Станція споживала близько 30 тис. пудів (520 т) вугілля на рік.
Великі ТЕС, АЕС та ГЕС Росії
Найбільші електростанції Росії у федеральних округах:
Центральний:
- Костромська ДРЕС, яка працює на мазуті;
- Рязанська станція, основним паливом для якої є вугілля;
- Конаківська, яка може працювати на газі та мазуті;
Уральський:
- Сургутська 1 та Сургутська 2. Станції, які є одними з найбільших електростанцій РФ. Обидві вони працюють на природному газі;
- Рефтинська, що функціонує на вугіллі і є однією з найбільших електростанцій на Уралі;
- Троїцька, яка також працює на вугіллі;
- Іріклінська, головним джерелом палива для якої є мазут;
Приволзький:
- Заїнська ДРЕС, що працює на мазуті;
Сибірський ФО:
- Назарівська ГРЕС, що споживає як паливо мазут;
Південний:
- Ставропольська, яка також може працювати на суміщеному паливі у вигляді газу та мазуту;
Північно-Західний:
- Кірішська на мазуті.
Список електростанцій Росії, які виробляють енергію за допомогою води, розташовані на території Ангаро-Єнісейського каскаду:
Єнісей:
- Саяно-Шушенська
- Красноярська ГЕС;
Ангара:
- Іркутська
- Братська
- Усть-Ілімська.
Атомні електростанції Росії
Балаківська АЕС
Розташована поряд із містом Балаково, Саратовської області, на лівому березі Саратовського водосховища. Складається з чотирьох блоків ВВЕР-1000, введених в експлуатацію у 1985, 1987, 1988 та 1993 роках.
Білоярська АЕС
Розташована в місті Зарічний, Свердловська область, друга промислова атомна станція в країні (після Сибірської).
На станції було споруджено чотири енергоблоки: два з реакторами на теплових нейтронах і два з реактором на швидких нейтронах.
В даний час діючими енергоблоками є 3-й та 4-й енергоблоки з реакторами БН-600 та БН-800 електричною потужністю 600 МВт та 880 МВт відповідно.
БН-600 зданий в експлуатацію у квітні 1980 року - перший у світі енергоблок промислового масштабу з реактором на швидких нейтронах.
БН-800 зданий у промислову експлуатацію у листопаді 2016 р. Він також є найбільшим у світі енергоблоком із реактором на швидких нейтронах.
Білібінська АЕС
Розташована поряд із містом Білібіно Чукотського автономного округу. Складається з чотирьох блоків ЕГП-6 потужністю по 12 МВт, введених в експлуатацію в 1974 (два блоки), 1975 та 1976 роках.
Виробляє електричну та теплову енергію.
Калінінська АЕС
Розташована на півночі Тверської області, на південному березі озера Удомля та біля однойменного міста.
Складається з чотирьох енергоблоків, з реакторами типу ВВЕР-1000, електричною потужністю 1000 МВт, які були введені в експлуатацію у 1984, 1986, 2004 та 2011 роках.
4 червня 2006 року було підписано угоду про будівництво четвертого енергоблоку, який ввели до ладу у 2011 році.
Кольська АЕС
Розташована поряд із містом Полярні Зорі Мурманської області, на березі озера Імандра.
Складається з чотирьох блоків ВВЕР-440, введених в експлуатацію у 1973, 1974, 1981 та 1984 роках.
Потужність станції – 1760 МВт.
Курська АЕС
Одна з чотирьох найбільших у Росії АЕС однаковою потужністю по 4000 МВт.
Розташована поряд з містом Курчат Курської області, на березі річки Сейм.
Складається з чотирьох блоків РБМК-1000, введених в експлуатацію у 1976, 1979, 1983 та 1985 роках.
Потужність станції – 4000 МВт.
Ленінградська АЕС
Одна з чотирьох найбільших у Росії АЕС однаковою потужністю по 4000 МВт.
Розташована поряд із містом Сосновий Бір Ленінградської області, на узбережжі Фінської затоки.
Складається з чотирьох блоків РБМК-1000, введених в експлуатацію у 1973, 1975, 1979 та 1981 роках.
Потужність станції – 4 ГВт. У 2007 році вироблення склало 24,635 млрд кВт год.
Нововоронезька АЕС
Розташована у Воронезькій області поряд із містом Вороніж, на лівому березі річки Дон. Складається із двох блоків ВВЕР.
На 85% забезпечує Воронезьку область електричною енергією, на 50% забезпечує місто Нововоронеж теплом.
Потужність станції (без урахування) - 1440 МВт.
Ростовська АЕС
Розташована у Ростовській області біля міста Волгодонськ. Електрична потужність першого енергоблоку складає 1000 МВт, у 2010 році підключено до мережі другий енергоблок станції.
У 2001-2010 роках станція мала назву «Волгодонська АЕС», з пуском другого енергоблоку АЕС станцію було офіційно перейменовано на Ростовську АЕС.
2008 року АЕС виробила 8,12 млрд кВт-година електроенергії. Коефіцієнт використання встановленої потужності (КВУМ) становив 92,45 %. З моменту пуску (2001) виробила понад 60 млрд. кВт-год електроенергії.
Смоленська АЕС
Розташована поряд з містом Десногорськ Смоленської області. Станція складається з трьох енергоблоків, з реакторами типу РБМК-1000, які введені в експлуатацію у 1982, 1985 та 1990 роках.
До складу кожного енергоблоку входять: один реактор тепловою потужністю 3200 МВт і два турбогенератори електричною потужністю по 500 МВт кожен.
Атомні електростанції США
АЕС Шиппінгпорт з номінальною потужністю 60 МВт відкрита в 1958 році в штаті Пенсільванія. Після 1965 року сталася інтенсивна споруда атомних електростанцій по всій території Штатів.
Основна частина атомних станцій Америки була споруджена в подальші після 1965 15 років, до настання першої серйозної аварії на АЕС на планеті.
Якщо як перша аварія згадується аварія на Чорнобильській АЕС, то це не так.
Причиною аварії стали порушення в системі охолодження реактора та численні помилки обслуговуючого персоналу. Через війну розплавилося ядерне паливо. На усунення наслідків аварії пішло близько мільярда доларів, процес ліквідації зайняв 14 років.
Після аварії уряд Сполучених Штатів Америки відкоригував умови безпеки функціонування всіх АЕС у державі.
Це, відповідно, призвело до продовження періоду будівництва та значного подорожчання об'єктів «мирного атома». Такі зміни загальмували розвиток загальної промисловості США.
Наприкінці двадцятого століття у Сполучених Штатах було104 працюючі реактори. На сьогоднішній день США посідають перше місце на землі за чисельністю ядерних реакторів.
З початку 21 століття в Америці було зупинено чотири реактори у 2013 році, і розпочато будівництво ще чотирьох.
Фактично на сьогоднішній момент у США функціонує 100 реакторів на 62 атомних електростанціях, якими виробляється 20% усієї енергії в державі.
Останній споруджений реактор у США було введено в експлуатацію у 1996 році на електростанції Уотс-Бар.
Влада США в 2001 році прийняла нове керівництво з енергетичної політики. До неї внесено вектор розвитку атомної енергетики, за допомогою розробки нових видів реакторів, з більш відповідним коефіцієнтом економності, нових варіантів переробки ядерного палива, що відслужило.
У планах до 2020 року було спорудження кількох десятків нових атомних реакторів, сукупною потужністю 50 000 МВт. Крім того, досягти підвищення потужності вже наявних АЕС приблизно на 10 000 МВт.
США - лідер за кількістю атомних станцій у світі
Завдяки впровадженню цієї програми, в Америці у 2013 році було розпочато будівництво чотирьох нових реакторів – два з яких на АЕС Вогтль, а два інших – на Ві-Сі Саммер.
Ці чотири реактори найновішого зразка – АР-1000, виробництва Westinghouse.
Атомна електростанція та її пристрій:
Атомна електростанція (АЕС)- Це ядерна установка, призначенням якої є вироблення електричної енергії.
– машина для виконання навантажень палива(перевантажувальна машина).
Робота цього обладнання контролюється персоналом – операторами, які використовують із цією метою блоковий щит управління.
Ключовий елемент реактора - зона, що знаходиться в бетонній шахті. У ньому також передбачена система, що забезпечує управління та захисні функції; з її допомогою можна вибирати режим, у якому має проходити керована ланцюгова реакція поділу. Система забезпечує і аварійний захист, що дозволяє оперативно припинити реакцію у разі виникнення позаштатної ситуації.
У другій будівлі АЕСзнаходиться турбінний зал, в якому розташовуються турбіна та парогенератори. Крім того, є корпус, в якому перевантажується ядерне паливо та зберігається відпрацьоване ядерне паливо у спеціально передбачених басейнах.
На території атомної станціїрозташовуються конденсатори, а також градирні, охолоджувальний ставок і бризкальний басейн, що є компонентами оборотної системи охолодження. Градирнями називаються вежі, виконані з бетону і формою нагадують усічений конус; як ставка може служити природна або штучна водойма. АЕСобладнана високовольтними лініями електропередач, що тягнуться за межі її території.
Будівництво першої у світі атомної електростанціїбуло розпочато 1950 року у Росії завершено чотири роки по тому. Для здійснення проекту було обрано територію неподалік сел. Обнінського (Калузька область).
Проте вперше виробляти електроенергію почали у Сполучених Штатах Америки у 1951 році; Перший успішний випадок її отримання був зафіксований у штаті Айдахо.
У сфері виробництва електроенергіїлідирують США, де щорічно виробляється понад 788 млрд кВт/год. До списку лідерів за обсягами виробітку також входять Франція, Японія, Німеччина та Росія.
Принцип роботи атомної електростанції:
Вироблення енергії відбувається за допомогою реактора, у якому відбувається процес розподілу ядер. При цьому здійснюється розпад важкого ядра на два уламки, які, перебуваючи в дуже збудженому стані, випромінюють нейтрони (та ін частинки). Нейтрони, своєю чергою, викликають нові процеси поділу, у яких випромінюється ще більше нейтронів. Цей безперервний процес розпаду називається ланцюгової ядерної реакції, характерною особливістю якої є виділення великої кількості енергії. Виробництво цієї енергії є метою роботи атомної електростанції(АЕС).
Виробничий процес включає наступні етапи:
- 1. перетворення ядерної енергії на теплову;
- 2. перетворення теплової енергії на механічну;
- 3. перетворення механічної енергії на електричну.
На першому етапі в реакторвиконується завантаження ядерного палива(Уран-235) для запуску контрольованої ланцюгової реакції. Паливо вивільняє теплові чи повільні нейтрони, що призводить до виділення значної кількості тепла. Для відведення тепла активної зони реактора використовується теплоносій, який пропускається через весь обсяг активної зони. Він може мати рідку чи газоподібну форму. Теплова енергія, що утворюється, служить надалі для генерації пари в парогенераторі (теплообміннику).
З другого краю етапі здійснюється подача пари в турбогенератор. Тут відбувається перетворення теплової енергії пари на механічну – енергію обертання турбіни.
На третьому етапі за допомогою генератора відбувається перетворення механічної енергії обертання турбіни в електричну, яка далі прямує до споживачів.
Класифікація атомних електростанцій:
Атомні електростанціїкласифікуються на кшталт діючих у яких реакторів. Виділяються два основні види АЕС:
– з реакторами, що застосовують у роботі теплові нейтрони (водо-водяний ядерний реактор, киплячий водо-водяний реактор, важководний ядерний реактор, графіто-газовий ядернийреактор, графіто-водний ядерний реактор та ін. реактори на теплових нейтронах);
- З реакторами, що використовують швидкі нейтрони (реактори на швидких нейтронах).
Відповідно до виду енергії, що виробляється, розрізняють два види атомних електростанцій :
– АЕСдля електроенергії;
– АТЭЦ – атомні теплоелектроцентралі, призначенням яких є вироблення як електричної, а й теплової енергії .
Одно-, дво- та триконтурні реактори атомної електростанції:
Реактор атомної станціїбуває одно-, дво- чи триконтурним, що має відбивається на схемі роботи теплоносія – вона може мати, відповідно, один, два або три контури. У нашій країні найбільш поширеними є станції, оснащені двоконтурними водо-водяними енергетичними реакторами (ВВЕР). За даними Росстату, на сьогоднішній день у Росії працює 4 АЕСз 1-контурними реакторами, 5 – з 2-контурними та одна – з 3-контурним реактором.
Атомні електростанції з одноконтурним реактором:
Атомні електростанціїцього типу – з одноконтурним реактором оснащені реакторами типу РБМК-1000. У блоці розміщуються реактор, дві конденсаційні турбіни та два генератори. Високі робочі температури реактора дозволяють йому одночасно виконувати функцію парогенератора, завдяки чому стає можливим використовувати одноконтурну схему. Перевагою останньої є порівняно простий принцип роботи, проте через її особливості досить складно забезпечити захист від радіації. Це зумовлено тим, що при застосуванні цієї схеми вплив радіоактивного випромінювання піддаються всі елементи блоку.
Атомні електростанції з двоконтурним реактором:
Двоконтурна схема використовується на АЕСз реакторами, що належать до типу ВВЕР. Принцип роботи цих станцій наступний: активну зону реактора під тиском здійснюється подача теплоносія, в якості якого виступає вода. Відбувається її нагрівання, після чого вона надходить до теплообмінника (парогенератора), де нагріває до кипіння воду другого контуру. Радіація випромінюється лише першим контуром, другий немає радіоактивних властивостей. Пристрій блоку включає генератор, а також одну або дві конденсаційних турбіни (у першому випадку потужність турбінискладає 1000 мегават, у другому - 2 х 500 мегават).
Передовою розробкою у сфері двоконтурних реакторів є модель ВВЕР-1200, запропонована концерном «Росенергоатом». Вона розроблена на базі модифікацій реактора ВВЕР-1000, які виготовлялися на замовлення з-за кордону в 90-х роках. та у перших роках поточного тисячоліття. У новій моделі покращено всі параметри попередника та передбачено додаткові системибезпеки для зниження ризику виходу радіоактивного випромінювання з герметичного відділення реактора Нова розробкамає ряд переваг - її потужність вища на 20% в порівнянні з попередньою моделлю, КІУМ досягає 90%, вона здатна працювати протягом півтора року без перевантаження палива(Звичайні терміни становлять 1 рік), її експлуатаційний період дорівнює 60 рокам.
Атомні електростанції з триконтурним реактором:
Триконтурна схема використовується на атомних електростанціяхз реакторами типу БН (швидкий натрієвий). Робота таких реакторів заснована на швидких нейтронах, як теплоносій використовується радіоактивний рідкий натрій. Для виключення його контакту з водою конструкції реактора передбачений додатковий контур, в якому використовується натрій без радіоактивних властивостей; це забезпечує триконтурний тип схеми.
Сучасний 3-контурний реактор БН-800, розроблений у 80-х – 90-х роках минулого століття, забезпечив Росії передові позиції у галузі виробництва швидких реакторів. Його ключовою особливістю є захищеність від впливів, що виникають зсередини або ззовні. У цій моделі зведено до мінімуму ризик виникнення аварії, за якої розплавляється активна зона і в ході переробки опроміненого ядерного палива виділяється плутоній.
У реакторі, що розглядається, можуть застосовуватися різні видипалива - звичайні з окисом урану або МОКС-паливо на основі урану та
