Атомная электростанция и ее устройство:
Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка, назначением которой является выработка электрической энергии.
– машина для выполнения перегрузок топлива (перегрузочная машина).
Работа этого оборудования контролируется персоналом – операторами, использующими в этих целях блочный щит управления.
Ключевой элемент реактора – зона, располагающаяся в бетонной шахте. В нем также предусмотрена система, обеспечивающая управление и защитные функции; с ее помощью можно выбирать режим, в котором должна проходить управляемая цепная реакция деления. Система обеспечивает и аварийную защиту, что позволяет оперативно прекратить реакцию в случае возникновения внештатной ситуации.
Во втором здании АЭС находится турбинный зал, в котором располагаются турбина и парогенераторы. Кроме того, имеется корпус, в котором перегружается ядерное топливо и хранится отработанное ядерное топливо в специально предусмотренных бассейнах.
На территории атомной станции располагаются конденсаторы , а также градирни, охладительный пруд и брызгальный бассейн, представляющие собой компоненты оборотной системы охлаждения. Градирнями называются башни, выполненные из бетона и по форме напоминающие усеченный конус; в качестве пруда может служить естественный или искусственный водоем. АЭС оборудована высоковольтными линиями электропередач, простирающимися за границы ее территории.
Строительство первой в мире атомной электростанции было начато в 1950 году в России и завершено четыре года спустя. Для осуществления проекта была выбрана территория неподалеку от пос. Обнинского (Калужская область).
Однако впервые вырабатывать электроэнергию начали в Соединенных Штатах Америки в 1951 году; первый успешный случай ее получения был зафиксирован в штате Айдахо.
В сфере производства электроэнергии лидируют США, где ежегодно вырабатывается более 788 млрд кВт/ч. В список лидеров по объемам выработки также входят Франция, Япония, Германия и Россия.
Принцип работы атомной электростанции:
Выработка энергии происходит при помощи реактора , в котором происходит процесс деления ядер. При этом осуществляется распад тяжелого ядра на два осколка, которые, находясь в очень возбужденном состоянии, излучают нейтроны (и др. частицы). Нейтроны, в свою очередь, вызывают новые процессы деления, в результате которых излучается еще большее количество нейтронов. Этот непрерывный процесс распада носит название цепной ядерной реакции, характерной особенностью которой является выделение большого количества энергии. Производство этой энергии и является целью работы атомной электростанции (АЭС).
Производственный процесс включает в себя следующие этапы:
- 1. преобразование ядерной энергии в тепловую;
- 2. превращение тепловой энергии в механическую;
- 3. преобразование механической энергии в электрическую.
На первом этапе в реактор выполняется загрузка ядерного топлива (уран-235) для запуска контролируемой цепной реакции. Топливо высвобождает тепловые или медленные нейтроны, что приводит к выделению значительного количества тепла. Для отведения тепла из активной зоны реактора используется теплоноситель, который пропускается через весь объем активной зоны. Он может иметь жидкую или газообразную форму. Образующаяся тепловая энергия служит в дальнейшем для генерации пара в парогенераторе (теплообменнике).
На втором этапе осуществляется подача пара в турбогенератор. Здесь происходит преобразование тепловой энергии пара в механическую – энергию вращения турбины.
На третьем этапе, с помощью генератора происходит преобразование механической энергии вращения турбины в электрическую, которая далее направляется к потребителям.
Классификация атомных электростанций:
Атомные электростанции классифицируются по типу действующих в них реакторов. Выделяются два основных вида АЭС:
– с реакторами, применяющими в работе тепловые нейтроны (водо-водяной ядерный реактор, кипящий водо-водяной реактор, тяжеловодный ядерный реактор, графито-газовый ядерный реактор, графито-водный ядерный реактор и пр. реакторы на тепловых нейтронах);
– с реакторами, использующими быстрые нейтроны (реакторы на быстрых нейтронах).
В соответствии с видом вырабатываемой энергии различают два вида атомных электростанций :
– АЭС для производства электроэнергии;
– АТЭЦ – атомные теплоэлектроцентрали, назначением которых является выработка не только электрической, но и тепловой энергии .
Одно-, двух- и трехконтурные реакторы атомной электростанции:
Реактор атомной станции бывает одно-, двух- или трехконтурным, что имеет отражается на схеме работы теплоносителя – она может иметь, соответственно, один, два или три контура. В нашей стране наиболее распространенными являются станции, оснащенные двухконтурными водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). По данным Росстата, на сегодняшний день в России работает 4 АЭС с 1-контурными реакторами, 5 – с 2-контурными и одна – с 3-контурным реактором.
Атомные электростанции с одноконтурным реактором:
Атомные электростанции этого типа – с одноконтурным реактором оснащены реакторами типа РБМК-1000. В блоке размещаются реактор, две конденсационные турбины и два генератора. Высокие рабочие температуры реактора позволяют ему одновременно выполнять функцию парогенератора, благодаря чему и становится возможным использовать одноконтурную схему. Преимуществом последней является сравнительно простой принцип работы, однако ввиду ее особенностей достаточно сложно обеспечить защиту от радиации . Это обусловлено тем, что при применении этой схемы воздействию радиоактивного излучения подвергаются все элементы блока.
Атомные электростанции с двухконтурным реактором:
Двухконтурная схема используется на АЭС с реакторами, относящимися к типу ВВЭР. Принцип работы этих станций следующий: в активную зону реактора под давлением осуществляется подача теплоносителя, в качестве которого выступает вода. Происходит ее нагрев, после чего она поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Радиация излучается только первым контуром, второй не имеет радиоактивных свойств. Устройство блока включает в себя генератор, а также одну или две конденсационных турбины (в первом случае мощность турбины составляет 1000 мегаватт, во втором - 2 х 500 мегаватт).
Передовой разработкой в сфере двухконтурных реакторов выступает модель ВВЭР-1200, предложенная концерном «Росэнергоатом». Она разработана на базе модификаций реактора ВВЭР-1000, которые изготавливались по заказам из-за рубежа в 90-х гг. и в первых годах текущего тысячелетия. В новой модели улучшены все параметры предшественника и предусмотрены дополнительные системы безопасности для снижения риска выхода радиоактивного излучения из герметичного отделения реактора. Новая разработка обладает рядом преимуществ - ее мощность выше на 20% по сравнению с предыдущей моделью, КИУМ достигает 90%, она способна работать в течение полутора лет без перегрузки топлива (обычные сроки составляют 1 год), ее эксплуатационный период равен 60 годам.
Атомные электростанции с трехконтурным реактором:
Трехконтурная схема используется на атомных электростанциях с реакторами типа БН («быстрый натриевый»). Работа таких реакторов основана на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя используется радиоактивный жидкий натрий. Для исключения его контакта с водой в конструкции реактора предусмотрен дополнительный контур, в котором используется натрий без радиоактивных свойств; это обеспечивает трехконтурный тип схемы.
Современный 3-контурный реактор БН-800, разработанный в 80-х – 90-х годах прошлого столетия, обеспечил России передовые позиции в области производства быстрых реакторов. Его ключевой особенностью является защищенность от воздействий, проистекающих изнутри или извне. В этой модели сведен к минимуму риск возникновения аварии, при которой расплавляется активная зона и в ходе переработки облученного ядерного топлива выделяется плутоний.
В рассматриваемом реакторе могут применяться различные виды топлива - обычные с окисью урана или МОКС-топливо на основе урана и
Чтобы понять принцип работы и устройство ядерного реактора, нужно совершить небольшой экскурс в прошлое. Атомный реактор – это многовековая воплощенная, пусть и не до конца, мечта человечества о неисчерпаемом источнике энергии. Его древний «прародитель» — костер из сухих веток, однажды озаривший и согревший своды пещеры, где находили спасение от холода наши далекие предки. Позже люди освоили углеводороды – уголь, сланцы, нефть и природный газ.
Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.
Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.
Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.
Первый ядерный реактор
«Первенец» родом из США. В декабре 1942 года дал первый ток реактор, которому досталось имя его создателя — одного из величайших физиков столетия Э. Ферми. Три года спустя в Канаде обрела жизнь ядерная установка ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного ядерного проекта стал И. В. Курчатов. Сегодня в мире успешно трудятся более 400 ядерных энергоблоков.
Типы ядерных реакторов
Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).
В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и .
Как устроен реактор
У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.
Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.
Как работает реактор
Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.
Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.
Что произошло на Чернобыльской АЭС
Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.
Реакторы нового поколения
За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.
«Брест»
Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.
В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.
«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.
ВВЭР-1200
ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.
Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.
Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.
Современный человек не мыслит жизни без электричества. Если электроснабжение прекратится даже на несколько часов, жизнь мегаполиса парализуется. Более 90% электроэнергии в Воронежской области вырабатывает Нововоронежская атомная электростанция. Корреспонденты РИА «Воронеж» побывали на НВ АЭС и выяснили, как атомная энергия превращается в электричество.
Когда появилась первая атомная электростанция?
В 1898 году известные ученые Мария Склодовская-Кюри и Пьер Кюри обнаружили, что настуран – минерал урана – радиоактивен, а в 1933 году американский физик Лео Силард впервые выдвинул идею цепной ядерной реакции – принцип, который после его осуществления на практике открыл дорогу для создания ядерного оружия. Первоначально энергия атома использовалась в военных целях. Впервые атом в мирных целях начали использовать в СССР. Первую в мире экспериментальную атомную электростанцию мощность всего 5 МВт запустили в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Работа первой экспериментальной АЭС показала свою перспективность и безопасность. При ее работе отсутствуют вредные выбросы в окружающую среду, в отличие от тепловых станций не требуется большого количества органического топлива. Сегодня АЭС – одни из самых экологически чистых источников энергии.
Когда построили Нововоронежскую АЭС?
Строительство первого промышленного блока НВ АЭС
Впервые промышленное использование атомной энергии в Советском союзе началось на Нововоронежской АЭС. В сентябре 1964 года был запущен первый энергоблок НВАЭС с водо-водяным реактором (ВВЭР), его мощность составляла 210 МВт – почти в 40 раз больше, чем у первой экспериментальной атомной станции. Такая модель реактора считается одной из самых технически совершенных и безопасных в мире. Прототипами ВВЭР для АЭС послужили реакторы подводных лодок. Во время строительства первого энергоблока Нововоронежской АЭС не было учебных центров подготовки специалистов, способных эксплуатировать реакторы. Первых атомщиков набирали из бывших подводников.
На Нововоронежской АЭС было построено и введено в эксплуатацию пять энергоблоков, на сегодня работают три из них, ведется строительство и подготовка к пуску еще двух новых. Все энергоблоки на НВАЭС с реакторами ВВЭР.
Сколько энергии вырабатывает атомная станция?
Мощность энергоблока может составлять от нескольких единиц до нескольких тысяч МВт. Промышленные атомные электростанции очень мощные. Нововоронежская АЭС обеспечивает около 90 % потребности Воронежской области в электрической энергии и почти 90 % – потребности Нововоронежа в тепле. Суммарная мощность энергоблоков Новоронежской АЭС составляет 1800 МВт. Годового объема вырабатываемой на АЭС электроэнергии достаточно, чтобы обеспечить воронежскому авиазаводу 191 год бесперебойной работы или осветить 650 стандартных девятиэтажных домов. После запуска шестого и седьмого энергоблоков суммарная мощность Нововоронежской АЭС вырастет в 2,23 раза. Тогда годового объема энергии, вырабатываемой атомной станцией, хватит, чтобы обеспечить работу Российских железных дорог более чем на 8 месяцев.
Как устроена АЭС?
Энергоблок № 5 НВ АЭС
Энергия на атомной станции вырабатывается в реакторе. Топливом для него служит искусственно обогащенный уран в виде таблеток диаметром несколько миллиметров. Урановые таблетки помещают в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) – это герметичные полые трубки из жаропрочного циркония. Из ТВЭЛов собирают тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне ВВЭР находится несколько сотен ТВС – в них происходят процессы деления ядер урана. Именно ТВС осуществляют передачу энергии, нагревая теплоноситель первого контура. Плотность нейтронов в реакторе и есть мощность реактора, и регулируется она количеством вводимого в активную зону поглотителя нейтронов-борсодержащих элементов (как тормоз на автомобиле). Для производства электричества на энергоблоках АЭС, как и на тепловых блоках, используется менее половины выделяемого тепла (закон физики), оставшееся тепло отработавшего в турбине пара отводится в окружающую среду. На первых блоках Новоронежской АЭС для отвода тепла использовали воду из реки Дон. Для охлаждения третьего и четвертого энергоблоков используют градирни - конструкции из железа и алюминия высотой около 91 метра и массой 920 тонн, где нагретая циркуляционная вода охлаждается потоком воздуха. Для охлаждения пятого энергоблока построен пруд-охладитель, заполненный циркуляционной водой, и его поверхность используется для отдачи тепла в окружающую среду. Эта вода не соприкасается с водой первого контура и совершенно безопасна. Пруд-охладитель настолько чистый, что в 2010 году на нем проводились всероссийские соревнования по рыбной ловле. Для охлаждения циркуляционной воды 6 и 7 блоков построены самые высокие в России градирни высотой 173 м. С самого верха градирни хорошо видны окраины г. Воронежа.
Как атомная энергия превращается в электричество?
В активной зоне ВВЭР происходят процессы деления ядер урана. При этом выделяется огромное количество энергии, которая нагревает воду (теплоноситель) первого контура до температуры около 300 °C. Вода при этом не кипит, так как находится под высоким давлением (принцип скороварки). Теплоноситель первого контура радиоактивен, поэтому не покидает пределов контура. Далее он подается в парогенераторы, где вода второго контура нагревается и превращается в пар, и уже он в турбине преобразует свою энергию в электрическую.
Как электричество попадает к нам в квартиры?
Электрический ток – упорядоченное некомпенсированное движение свободных электрически заряженных частиц-электронов под воздействием электрического поля. От атомной электростанции по проводам уходит колоссальное количество мощности напряжением 220 или 500 тыс. вольт. Такое высокое напряжение необходимо для снижения потерь при передачах на большие расстояния. Однако потребителю такое напряжение не требуется и очень опасно. Перед тем, как электрический ток попадет в дома, напряжение снижают с помощью трансформаторов до привычных 220 вольт. Вставляя в розетку вилку электроприбора, вы подключаете его к электрической сети.
Насколько безопасна атомная энергетика?
Пруд-охладитель НВ АЭС
При правильной эксплуатации атомная станция совершенно безопасна. Радиационный фон в зоне 30 км вокруг Новоронежской АЭС контролируют 20 автоматических постов. Они работают в режиме непрерывного измерения. За всю историю работы станции радиационный фон ни разу не превысил естественных фоновых значений. Но атомная энергетика имеет потенциальную опасность. Поэтому с каждым годом системы безопасности на АЭС становятся все более совершенными. Если для первых поколений АЭС (1,2 энергоблоки) основные системы безопасности были активными, то есть запустить их должен был человек или автоматика, то при проектировании блоков поколения 3+ (6-й и 7-й энергоблоки Нововоронежской АЭС) основную ставку делают на пассивные системы безопасности. В случае потенциально опасной ситуации они сработают сами, подчиняясь не человеку или автоматике, а законам физики. Например, при обесточивании на атомной станции защитные органы под действием силы тяжести самопроизвольно упадут в активную зону и заглушат реактор.
Персонал атомной станции регулярно тренируется справляться с разного рода ЧП. Аварийные ситуации моделируются на специальных полномасштабных тренажерах – компьютеризированных устройствах внешне не отличимых от блочных щитов управления. Оперативный персонал управляющий реактором, каждые 5 лет получает в Ростехнадзоре лицензию на право ведения технологического процесса (управления блоком АС). Процедура схожа с получением водительских прав. Специалист сдает теоретические экзамены и демонстрирует практические навыки на тренажере. Только имея лицензию и сдав экзамены на АЭС, персонал допускается к эксплуатации реактора.
Заметили ошибку? Выделите ее мышью и нажмите Ctrl+Enter
Атомная энергетика - одна из самых развивающихся областей промышленности, что продиктовано постоянным ростом потребляемой электроэнергии. Очень многие страны имеют свои источники выработки энергии при помощи «мирного атом».
Карта атомных электростанции России (РФ)
Россия входит в это число. История АЭС России начинается с далекого 1948 года, когда изобретатель советской атомной бомбы И.В. Курчатов инициировал проектирование первой атомной электростанции на территории тогда еще Советского Союза. Атомные станции России берут свое начало с постройки Обнинской АЭС, которая стала не только первой в России, но первой в мире атомной станцией.
Россия уникальная страна, которая обладает технологией полного цикла атомной энергетики, что подразумевает под собой все этапы, от добычи руды до конечного получения электроэнергии. При этом благодаря своим большим территориям, Россия обладает достаточным запасом урана, как в виде земных недр, так и в виде оружейного оснащения.
На настоящий момент ядерные электростанции в России включают в себя 10 действующих объектов, которые обеспечивают мощность в 27 ГВт (ГигаВатт), что составляет примерно 18% в энергетическом балансе стране. Современное развитие технологии позволяет сделать атомные электростанции России безопасными для окружающей среды объектами, несмотря на то, что использование атомной энергии является наиболее опасным производством с точки зрения промышленной безопасности.
Карта ядерных электростанции (АЭС) России включает в себя не только действующие станции, но также строящиеся, которых насчитывается порядка 10 штук. При этом к строящимся относятся не только полноценные атомные станции, но также перспективные разработки в виде создания плавучей атомной станции, которая отличается мобильностью.
Список атомных электростанций России имеет следующий вид:
Современное состояние атомной энергетики России позволяет говорить о наличии большого потенциала, который в обозримом будущем может реализоваться в создании и проектировании реакторов нового типа, позволяющих вырабатывать большие объемы энергии при меньших затратах.
Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.
Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:
1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.
Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.
1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).
Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников
Переводчик
