Принцип работы атомной электростанции. Справка

Одной из самых глобальных проблем человечества является энергетика. Гражданская инфраструктура, промышленность, вооруженные силы - все это требует огромного количества электричества, а для его выработки ежегодно выделяется масса полезных ископаемых. Проблема состоит в том, что эти ресурсы не бесконечны, и уже сейчас, пока ситуация более или менее стабильна, нужно задуматься о будущем. Огромные надежды возлагались на альтернативное, чистое электричество, однако, как показывает практика, конечный результат далек от желаемого. Затраты на солнечные или ветряные электростанции огромны, а количество энергии - минимально. И именно поэтому сейчас атомные электростанции считаются самым перспективным вариантом дальнейшего развития.

История АЭС

Первые идеи касательно использования атома для выработки электроэнергии появились в СССР примерно в 40-х годах XX века, почти за 10 лет до создания собственного оружия массового поражения на этой основе. В 1948 году был разработан принцип работы АЭС и тогда же получилось впервые в мире запитать приборы от атомной энергии. В 1950-м США заканчивает строительство небольшого атомного реактора, который можно считать на тот момент единственной электростанцией на планете такого типа. Правда, он был экспериментальным и мощности выдавал всего 800 Вт. В то же время в СССР закладывается фундамент первой в мире полноценной АЭС, хотя после введения в строй она все же не выдавала электричество в промышленных масштабах. Использовался этот реактор больше для оттачивания технологии.

С этого момента началось массовое строительство атомных электростанций по всему миру. Помимо традиционных лидеров в этой «гонке», США и СССР, первые реакторы появлялись в:

1956 г. - Великобритания.
1959 г. - Франция.
1961 г. - Германия.
1962 г. - Канада.
1964 г. - Швеция.
1966 г. - Япония.

Количество возводимых АЭС постоянно увеличивалось, вплоть до Чернобыльской катастрофы, после чего строительство начало замораживаться и постепенно многие страны стали отказываться от атомной энергии. На данный момент новые такие электростанции появляются в основном в России и Китае. Некоторые страны, ранее планировавшие перейти на энергию другого типа, постепенно возвращаются в программу и в ближайшем будущем возможен очередной скачок строительства АЭС. Это обязательный этап развития человечества, по крайней мере до тех пор, пока не будут найдены другие эффективные варианты производства энергии.

Особенности атомной энергетики

Самый главный плюс заключается в выработке огромного количества энергии с минимальными затратами топлива при практически полностью отсутствующих загрязнениях. Принцип работы атомного реактора АЭС основан на простом паровом двигателе и в качестве основного элемента использует воду (не считая самого топлива), потому с точки зрения экологии вред получается минимальным. Потенциальная опасность электростанций такого типа сильно преувеличена. Причины катастрофы в Чернобыле до сих пор достоверно не установлены (об этом ниже) и более того, вся собранная в рамках расследования информация позволила модернизировать уже имеющиеся станции, исключив даже маловероятные варианты выбросов радиации. Экологи иногда говорят, что такие станции являются мощным источником теплового загрязнения, но это тоже не совсем верно. Действительно, горячая вода из второго контура попадает в водоемы, но чаще всего используются их искусственные варианты, созданные специально для этого, а в остальных случаях доля такого повышения температуры не идет ни в какое сравнение с загрязнениями от других источников энергии.

Проблема топлива

Не последнюю роль в популярности АЭС играет топливо - уран-235. Его требуется значительно меньше, чем любых других видов с одновременным огромным выбросом энергии. Принцип работы реактора АЭС подразумевает использование этого топлива в виде специальных «таблеток», уложенных в стержни. Фактически, единственная сложность в данном случае заключается в создании именно такой формы. Тем не менее в последнее время начинает появляться информация, что текущих мировых запасов тоже не хватит надолго. Но и это уже предусмотрено. Самые новые трехконтурные реакторы работают на уране-238, которого очень много, и проблема дефицита топлива исчезнет надолго.

Принцип работы двухконтурной АЭС

Как уже было сказано выше, в основе лежит обычный паровой двигатель. Если кратко, принцип работы АЭС заключается в нагреве воды из первого контура, которая в свою очередь нагревает воду второго контура до состояния пара. Он проступает в турбину, вращая лопасти, в результате чего генератор вырабатывает электричество. «Отработанный» пар попадает в конденсатор и вновь превращается в воду. Таким образом получается практически замкнутый цикл. В теории все это могло работать еще проще, при помощи только одного контура, однако это уже действительно небезопасно, так как вода в нем в теории может подвергаться заражению, что исключено при использовании стандартной для большинства АЭС системы с двумя изолированными друг от друга циклами воды.

Принцип работы трехконтурной АЭС

Это уже более современные электростанции, которые работают на уране-238. Его запасы составляют более 99 % всех радиоактивных элементов в мире (отсюда и следуют огромные перспективы использования). Принцип работы и устройство АЭС такого типа заключается уже в наличии целых трех контуров и активном применении жидкого натрия. В целом, все остается примерно таким же, но с небольшими дополнениями. В первом контуре, нагреваясь непосредственно от реактора, циркулирует этот жидкий натрий при высокой температуре. Второй круг нагревается от первого и также использует ту же самую жидкость, но не настолько разогретую. И только потом, уже в третьем контуре, используется вода, которая нагревается от второго до состояния пара и вращает турбину. Система получается более сложной технологически, но построить такую АЭС нужно только один раз, а потом останется только наслаждаться плодами труда.

Чернобыль

Принцип работы АЭС «Чернобыль», как считается, стал главной причиной катастрофы. Официально существуют две версии случившегося. По одной проблема возникла из-за неправильных действий операторов реактора. По второй - из-за неудачной конструкции электростанции. Однако принцип работы Чернобыльской АЭС использовался и в других станциях такого типа, которые исправно функционируют и по сей день. Есть мнение, что произошла цепь случайностей, повторить которую практически невозможно. Это и небольшое землетрясение в том районе, проведение эксперимента с реактором, мелкие проблемы самой конструкции и так далее. Все вместе это стало причиной взрыва. Тем не менее до сих пор неизвестна причина, вызвавшая резкое возрастание мощности работы реактора тогда, когда он этого не должен был делать. Было даже мнение о возможной диверсии, но доказать что-либо не удалось и по сей день.

Фукусима

Это еще один пример глобальной катастрофы с участием атомной электростанции. И в данном случае также причиной стала цепь случайностей. Станция была надежно защищена от землетрясений и цунами, которые не редкость на Японском побережье. Мало кто мог предположить, что оба эти события произойдут одновременно. Принцип работы генератора АЭС «Фукусима» предполагал использование внешних источников энергии для поддержания в работоспособности всего комплекса безопасности. Это разумная мера, так как получить энергию от самой станции в процессе аварии было бы затруднительно. Из-за землетрясения и цунами все эти источники вышли из строя, из-за чего реакторы расплавились и произошла катастрофа. Сейчас проводятся меры по устранению ущерба. По оценкам специалистов, на это уйдет еще около 40 лет.

Несмотря на всю свою эффективность, атомная энергия все еще остается достаточно дорогой, ведь принципы работы парогенератора АЭС и остальных ее компонентов подразумевает огромные затраты на строительство, которые нужно окупить. Сейчас электричество от угля и нефти пока еще обходится дешевле, но эти ресурсы уже в ближайшие десятилетия закончатся, и в течение следующих нескольких лет атомная энергия будет обходиться дешевле, чем что-либо. На данный момент экологически чистое электричество из альтернативных источников энергии (ветряные и солнечные электростанции) обходится примерно в 20 раз дороже.

Считается, что принцип работы АЭС не дает строить такие станции быстро. Это неправда. На возведение среднестатистического объекта подобного типа уходит примерно 5 лет.

Станции отлично защищены не только от потенциальных выбросов радиации, но и от большинства внешних факторов. К примеру, если бы террористы вместо башен-близнецов выбрали любую АЭС, то они смогли бы нанести только минимальный вред окружающей инфраструктуре, что никак не повлияет на работу реактора.

Итоги

Принцип работы АЭС практически не отличается от принципов работы большинства других традиционных электростанций. Везде используется энергия пара. В гидроэлектростанциях применяется напор текущей воды, и даже в тех моделях, которые работают от энергии солнца, также используется жидкость, нагреваемая до состояния кипения и вращающая турбины. Единственное исключение из этого правила - ветряные станции, в которых лопасти крутятся за счет движения воздушных масс.

Атомная электростанция

А́томная электроста́нция (АЭС) - комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Во второй половине 40-х гг., еще до окончания работ по созданию первой атомной бомбы (ее испытание, как известно, состоялось 29 августа 1949 года), советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению И.В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии

В мае 1950 года близ поселка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются: США (788,6 млрд кВт·ч/год), Франция (426,8 млрд кВт·ч/год), Япония (273,8 млрд кВт·ч/год), Германия (158,4 млрд кВт·ч/год) и Россия (154,7 млрд кВт·ч/год).

На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор, российское ОАО «ТВЭЛ» поставляет топливо для 75 из них.

Крупнейшая АЭС в Европе - Запорожская АЭС у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которои начато в 1980 г. и на середину 2008 г. работают 6 атомных реактора суммарной мощностью 6 ГигаВатт.

Крупнейшая АЭС в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата - в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два продвинутых кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГигаВатт.

Классификация

По типу реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива

Реакторы на лёгкой воде

Реакторы на тяжёлой воде

Реакторы на быстрых нейтронах

Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов

Термоядерные реакторы

По виду отпускаемой энергии

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии

Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

Однако, на всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.

Принцип действия

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Достоинства и недостатки

Достоинства атомных станций:

Отсутствие вредных выбросов;

Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (зола угольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);

Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;

Высокая мощность: 1000-1600 МВт на энергоблок;

Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Недостатки атомных станций:

Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;

Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;

Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;

Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700-800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

Безопасность атомных электростанций

Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор.

Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97)

Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г - 1 - 024 - 90)

Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:

Санитарные правила атомных станций. СП АС-99

Основные правила обеспечения радиационной безопасности. ОСПОРБ-02

Перспективы

Несмотря на указанные недостатки, атомная энергия представляется самой перспективной. Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент отличаются невысоким уровнем добываемой энергии и её низкой концентрацией. К тому же данные виды получения энергии несут в себе собственные риски для экологии и туризма («грязное» производство фотоэлектрических элементов, опасность ветряных станций для птиц , изменение динамики волн.

Академик Анатолий Александров: «Ядерная энергетика крупных масштабов явится величайшим благом для человечества и разрешит целый ряд острых проблем».

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.[источник?]

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов. С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Строительство АЭС

Выбор площадки

Одним из основных требований при оценке возможности строительства АЭС является обеспечение безопасности её эксплуатации для окружающего населения, которая регламентируется нормами радиационной безопасности. Одним из мероприятий защиты окружающей среды - территории и населения от вредных воздействий при эксплуатации АЭС является организация вокруг неё санитарно-защитной зоны При выборе места строительства АЭС должна учитываться возможность создания санитарно-защитной зоны, определяемой кругом, центром которого является вентиляционная труба АЭС. В санитарно-защитной зоне запрещается проживать населению. Особое внимание должно быть обращено на исследование ветровых режимов в районе строительства АЭС с тем, чтобы располагать атомную электростанцию с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам. Исходя, из возможности аварийной протечки активных жидкостей предпочтение отдается площадкам с глубоким стоянием грунтовых вод.

При выборе площадки для строительства атомной электростанции большое значение имеет техническое водоснабжение. Атомная электростанция - крупный водопользователь. Потребление воды АЭС незначительно, а использование воды велико, то есть в основном вода возвращается в источник водоснабжения. К АЭС, так же как и ко всем строящимся промышленным сооружениям, предъявляются требования по сохранению окружающей среды При выборе площадки для строительства атомной электростанции необходимо руководствоваться следующими требованиями:

земли, отводимые для сооружения АЭС, непригодны или малопригодны для сельскохозяйственного производства;

площадка строительства располагается у водоемов и рек, на прибрежных незатапливаемых паводковыми водами территориях;

грунты площадки допускают строительство зданий и сооружений без проведения дополнительных дорогостоящих мероприятий;

уровень грунтовых вод находится ниже глубины заложения подвалов зданий и подземных инженерных коммуникаций и на водопонижение при строительстве АЭС не требуется дополнительных затрат;

площадка имеет относительно ровную поверхность с уклоном, обеспечивающим поверхностный водоотвод, при этом земляные работы сведены к минимуму.

Площадки строительства АЭС, как правило, не допускается располагать:

в зонах активного карста;

в районах тяжелых (массовых) оползней и селевых потоков;

в районах возможного действия снежных лавин;

в районах заболоченных и переувлажненных с постоянным притоком напорных грунтовых вод,

в зонах крупных провалов в результате горных выработок;

в районах, подверженных воздействию катастрофических явлений, как цунами и т. п.

в районах залегания полезных ископаемых;

Для определения возможности строительства АЭС в намеченных районах и сравнения вариантов по геологическим, топографическим и гидрометеорологическим условиям на стадии выбора площадки проводятся конкретные изыскания по каждому рассматриваемому варианту размещения электростанции.

Инженерно-геологические изыскания проводятся в два этапа. На первом этапе собираются материалы по ранее проведенным изысканиям в рассматриваемом районе и определяется степень изученности предполагаемого места строительства. На втором этапе в случае необходимости проводятся специальные инженерно-геологические изыскания с бурением скважин и отбором грунтов, а также рекогносцировочное геологическое обследование площадки. По результатам камеральной обработки собранных данных и дополнительных изысканий должна быть получена инженерно-геологические характеристика района строительства, определяющая:

рельеф и геоморфологию территории;

стратиграфию, мощность и литологический состав коренных и четвертичных отложений, распространенных в районе до глубины 50-100 м;

количество, характер, отметку залегания и условия распространения отдельных водоносных горизонтов в пределах общей глубины;

характер и интенсивность физико-геологических процессов и явлений.

При проведении инженерно-геологических изысканий на стадии выбора площадки собираются сведения о наличии местных строительных материалов - разрабатываемых карьерах и месторождениях камня, песка, гравия и других строительных материалов. В этот же период определяются возможности использования подземных вод для технологического и хозяйственно-питьевого водоснабжения. При проектировании атомных электростанций, так же как и других крупных промышленных комплексов, выполняются ситуационные планы строительства, схемы генеральных планов и генеральные планы промышленной площадки АЭС.

Объёмно-планировочные решения зданий

Целью проектирования атомных электростанций является создание наиболее рационального проекта. Основные требования, которым должны отвечать здания АЭС:

удобство для выполнения основного технологического процесса, для которого предназначены (функциональная целесообразность здания);

надежность при воздействии окружающей среды, прочность и долговечность (техническая целесообразность здания);

экономичность, но не в ущерб долговечности (экономическая целесообразность).

эстетичность (архитектурно-художественная целесообразность);

Компоновку АЭС создает коллектив проектировщиков разных специальностей.

Строительные конструкции зданий и сооружений

В состав атомной электростанции входят здания и сооружения различного назначения и соответственно различного конструктивного выполнения. Это - многоэтажное и многопролетное здание главного корпуса с массивными железобетонными конструкциями, ограждающими радиоактивный контур; отдельно стоящие здания вспомогательных систем, например химводоочистка, дизель-генераторная, азотная станция, обычно выполненных в сборных железобетонных типовых конструкциях; подземные каналы и туннели, проходные и непроходные для размещения кабельных потоков и трубопроводов связи между системами; надземные эстакады, соединяющие между собой главный корпус и вспомогательные здания и сооружения, а также здания административного санитарно-бытового корпуса. Наиболее сложным и ответственным зданием атомной электростанции является главный корпус, который представляет собой систему сооружений, образованных в общем случае каркасными строительными конструкциями и массивами реакторного отделения.

Особенности инженерного оборудования

Особенностью АЭС, как и любых зданий ядерных установок, является наличие в процессе эксплуатации ионизирующих излучений. Этот главный отличительный фактор необходимо учитывать при проектировании. Основным источником излучений на АЭС является ядерный реактор, в котором происходит реакция деления ядер горючего. Эта реакция сопровождается всеми известными видами излучений.

Ядерный топливный цикл. Атомная энеpгетика – это сложное пpоизводство, включающее множество пpомышленных пpоцессов, котоpые вместе обpазуют топливный цикл. Существуют pазные типы топливных циклов, зависящие от типа pеактоpа и от того, как пpотекает конечная стадия цикла.

Обычно топливный цикл состоит из следующих пpоцессов. В pудниках добывается урановая руда. Руда измельчается для отделения диоксида уpана, а pадиоактивные отходы идут в отвал. Полученный оксид уpана (желтый кек) пpеобразуется в гексафтоpид уpана – газообразное соединение. Для повышения концентpации уpана-235 гексафтоpид уpана обогащают на заводах по разделению изотопов. Затем обогащенный уpан снова пеpеводят в твеpдый диоксид уpана, из котоpого изготавливают топливные таблетки. Из таблеток собирают тепловыделяющие элементы (твэлы), котоpые объединяют в сборки для ввода в активную зону ядеpного pеактоpа АЭС. Извлеченное из реактора отработанное топливо имеет высокий уровень радиации и после охлаждения на территории электростанции отправляется в специальное хранилище. Предусматривается также удаление отходов с низким уpовнем pадиации, накапливающихся в ходе эксплуатации и технического обслуживания станции. По истечении срока службы и сам реактор должен быть выведен из эксплуатации (с дезактивацией и удалением в отходы узлов реактора). Каждый этап топливного цикла регламентируется так, чтобы обеспечивались безопасность людей и защита окружающей среды.

В Болгарии электростанции Атомные электростанции Внутри корпуса давление достигает 160 ... составят серьезную конкуренцию ГЭС, силовым и атомным электростанциям , поскольку экологически они более безопасны...

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Доклад по физике на тему:

Атомная э лектростанция

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию, В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе 233 U, 235 U, 239 Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт * ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива.

Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

атомная электростанция реактор

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС -- перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

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

Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реактороносителе а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л. В России строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур -- пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.

В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

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

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпантиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются, Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологической защиты, систем спец. вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит, особенность большинства АЭС -- использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабо перегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор--турбина. В машинном зале расположены турбогенераторы и обслуживающие их системы. Между машинным II реакторным залами размещены вспомогательные оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основным техническим показателями: единичная мощность реактора, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффецента использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в псе (стоимость установленного кет) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30 - 40% (на ТЭС 60--70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности -- в труднодоступных или отдалённых районах, напр. АЭС в пос. Билибино (Якутия) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС у нас в Казахстане электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского м.

В большинстве промышленно развитых стран (Россия, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 доведена до десятков ГВт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигла 300 ГВт.

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическим конференция (МИРЭК-УП) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980--2000), когда АЭС станет одним из оси. производителей электроэнергии.

За годы, прошедшие со времени пуска в эксплуатацию первой АЭС, было создано несколько конструкций ядерных реакторов, на основе которых началось широкое развитие атомной энергетики в нашей стране.

Персонал 9 российских АЭС составляет 40.6 тыс. человек или 4% от общего числа населения занятого в энергетике. 11.8% или 119.6 млрд. КВт.час. всей электроэнергии, произведенной в России выработано на АЭС. Только на АЭС рост производства электроэнергии сохранился: в 2000 году произве 118% от объема 1999 года.

АЭС, являющиеся наиболее современным видом электростанций имеют ряд существенных преимуществ перед другими видами электростанций: при нормальных условиях функционирования они обсолютно не загрязняют окружающую среду, не требуют привязки к источнику сырья и соответственно могут быть размещены практически везде, новые энергоблоки имеют мощность практичеки равную мощности средней ГЭС, однако коэффициэнт использования установленной мощности на АЭС (80%) значительно превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС. Об экономичности и эффективности атомных электростанций может говорить тот факт, что из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

Значительных недостатков АЭС при нормальных условиях функционирования практически не имеют. Однако нельзя не заметить опасность АЭС при возможных форс-мажорных обстоятельствах:землетрясениях, ураганах, и т. п. - здесь старые модели энергоблоков представляют потенциальную опасность радиационного заражения территорий из-за неконтролируемого перегрева реактора.

Литература

1. Баланчевадзе В. И., Барановский А. И. и др.; Под ред. А. Ф. Дьякова. Энергетика сегодня и завтра. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 344 с.

2. Более чем достаточно. Оптимистический взгляд на будущее энергетики мира/ Под ред. Р. Кларка: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. - 215 с.

3. Источники энергии. Факты, проблемы, решения. - М.: Наука и техника, 1997. - 110 с.

4. Кириллин В. А. Энергетика. Главные проблемы: В вопросах и ответах. - М.: Знание, 1997. - 128 с.

5. Мировая энергетика: прогноз развития до 2020 г./ Пер. с англ. под ред. Ю. Н. Старшикова. - М.: Энергия, 1990. - 256 с.

6. Нетрадиционные источники энергии. - М.: Знание, 1982. - 120 с.

7. Подгорный А. Н. Водородная энергетика. - М.: Наука, 1988.- 96 с.

8. Энергетические ресурсы мира/ Под ред. П.С.Непорожнего, В.И. Попкова. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - 232 с.

9. Юдасин Л. С.. Энергетика: проблемы и надежды. - М.: Просвещение, 1990. - 207с.

Размещено на Allbest.ru

Подобные документы

Устройство атомной электростанции (АЭС), в которой атомная энергия преобразуется в электрическую. Особенности преобразования в электроэнергию тепла, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов.

презентация , добавлен 17.02.2013

Гидравлическая электростанция (ГЭС) как комплекс сооружений и оборудования, посредством которых энергия потока воды преобразуется в электрическую энергию. Характеристика тепловой электростанции (ТЭС). Особенности работы атомной электростанции (АЭС).

контрольная работа , добавлен 10.11.2009

Принцип работы атомной электростанции, ее достоинства и недостатки. Классификация по типу реакторов, по виду отпускаемой энергии. Получение электроэнергии на атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Крупнейшие АЭС РФ.

презентация , добавлен 22.11.2011

Описание работы Запорожской атомной электростанции. Принцип действия энергетических реакторов. Технология выработки электроэнергии. Подсистемы контроля: внутриреакторного и нейтронного потока. Определение объектов анализируемой измерительной информации.

реферат , добавлен 06.05.2014

Атомная энергия. Мощность Преобразование энергии. Ее виды и источники. История развития атомной энергетики. Радиационная безопасность атомных станций с опредленными типами реакторов. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС.

реферат , добавлен 24.06.2008

Схема работы атомных электростанций. Типы и конструкции реакторов. Проблема утилизации ядерных отходов. Принцип действия термоядерной установки. История создания и разработка проекта строительства первой океанской электростанции, перспективы применения.

реферат , добавлен 22.01.2011

Атомная энергетика Японии. Причины и последствия катастрофы на атомной электростанции Фукусима-1. Рассмотрение повреждений реактора. Утечка радиации, эвакуационные мероприятия. Меры для уменьшения экологического риска после аварии на АЭС Фукусима-1.

реферат , добавлен 15.12.2015

Введение в экспуатацию Белоярской атомной электростанции - станции, имеющей энергоблоки разных типов. Необходимость расширения топливной базы атомной энергетики и минимизации радиоактивных отходов за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

презентация , добавлен 29.09.2013

Назначение вентиляционных установок и воздуховодов атомных электростанций. Основы проектирования и примерная схема специальной технологической вентиляции реакторного отделения. Обеспечение допустимых температур воздуха в производственных помещениях.

курсовая работа , добавлен 25.01.2013

Характеристика атомных электростанций России, их месторасположение, суммарная мощность блоков. Схема работы АЭС. Основной элемент реактора. Ведущие факторы, обеспечивающие высокую степень безопасности АЭС России. Описание остановки цепной реакции.

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.

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

В середине ХХ века лучшие умы человечества упорно трудились сразу над двумя задачами: над созданием атомной бомбы, а также над тем, как можно использовать энергию атома в мирных целях. Так появились первые в мире В чем заключается принцип работы АЭС? И где в мире расположены крупнейшие из этих электростанций?

История и особенности ядерной энергетики

"Энергия - всему голова" - именно так можно перефразировать известную пословицу, учитывая объективные реалии XXI века. С каждым новым витком технического прогресса человечеству необходимо всё большее ее количество. Сегодня энергия "мирного атома" активно используется в экономике и производстве, и не только в энергетике.

Электроэнергия, производимая на так называемых АЭС (принцип работы которых весьма прост по своей сути), широко используется в промышленности, освоении космоса, медицине и сельском хозяйстве.

Ядерной энергетикой называется отрасль тяжелой промышленности, извлекающая тепловую и электроэнергию из кинетической энергии атома.

Когда же появились первые АЭС? Принцип работы подобных электростанций советские ученые изучали еще в 40-х годах. Кстати, параллельно они же изобретали и первую атомную бомбу. Таким образом, атом был одновременно и "мирным", и смертельным.

В 1948 году И. В. Курчатов предложил советскому правительству начать проводить непосредственные работы по извлечению атомной энергии. Двумя годами позже в Советском Союзе (в городе Обнинске Калужской области) начинается строительство самой первой на планете АЭС.

Принцип работы всех схож, а разобраться в нем совсем не трудно. Об этом пойдет речь далее.

АЭС: принцип работы (фото и описание)

В основе работы любой лежит мощная реакция, которая возникает при делении ядра атома. В этом процессе чаще всего участвуют атомы урана-235 или же плутония. Ядро атомов делит нейтрон, попадающий в них извне. При этом возникают новые нейтроны, а также осколки деления, которые имеют огромную кинетическую энергию. Как раз эта энергия и выступает главным и ключевым продуктом деятельности любой атомной станции

Так можно описать принцип работы реактора АЭС. На следующем фото вы можете посмотреть, как он выглядит изнутри.

Выделяют три основных типа ядерных реакторов:

канальный реактор высокой мощности (сокращенно - РБМК);
водно-водяной реактор (ВВЭР);
реактор на быстрых нейтронах (БН).

Отдельно стоит описать принцип работы АЭС в целом. О том, как она работает, речь пойдет в следующей статье.

Принцип работы АЭС (схема)

Работает в определенных условиях и в строго заданных режимах. Кроме (одного или нескольких), в структуру АЭС входят и прочие системы, специальные сооружения и высококвалифицированный персонал. В чем же заключается принцип работы АЭС? Кратко его можно описать следующим образом.

Главный элемент любой АЭС - это ядерный реактор, в котором происходят все основные процессы. О том, что происходит в реакторе, мы писали в предыдущем разделе. (как правило, чаще всего это уран) в виде небольших черных таблеток подается в этот огромный котел.

Энергия, выделяемая во время реакций, происходящих в атомном реакторе, преобразуется в тепло и передается теплоносителю (как правило, это вода). Стоит отметить, что теплоноситель при этом процессе получает и некоторую дозу радиации.

Далее тепло из теплоносителя передается обычной воде (посредством специальных устройств - теплообменников), которая в результате этого закипает. Водяной пар, который при этом образуется, вращает турбину. К последней подсоединен генератор, который и генерирует электрическую энергию.

Таким образом, по принципу действия АЭС - это та же тепловая электростанция. Разница лишь в том, каким способом образуется пар.

География ядерной энергетики

Первая пятерка стран по производству атомной энергии выглядит следующим образом:

Франция.
Япония.
Россия.
Южная Корея.

При этом Соединенные Штаты Америки, вырабатывая в год около 864 миллиардов кВт*час, производят до 20 % всей электроэнергии планеты.

Всего в мире 31 государство эксплуатирует атомные электростанции. Из всех континентов планеты лишь два (Антарктида и Австралия) полностью свободны от атомной энергетики.

На сегодняшний день в мире функционирует 388 ядерных реакторов. Правда, 45 из них уже полтора года не вырабатывали электроэнергию. Большая часть ядерных реакторов расположена в Японии и в США. Полная их география представлена на следующей карте. Зеленым цветом обозначены страны с действующими ядерными реакторами, указано также их общее количество в конкретном государстве.

Развитие ядерной энергетики в разных странах

В целом, по состоянию на 2014 год в развитии ядерной энергетики наблюдается общий спад. Лидерами по строительству новых атомных реакторов являются три страны: это Россия, Индия и Китай. Кроме этого, ряд государств, не имеющих атомных электростанций, планируют построить их в ближайшее время. К таковым можно отнести Казахстан, Монголию, Индонезию, Саудовскую Аравию и ряд стран Северной Африки.

С другой стороны, ряд государств взяли курс на постепенное сокращение числа атомных электростанций. К таким относится Германия, Бельгия и Швейцария. А в некоторых странах (Италия, Австрия, Дания, Уругвай) ядерная энергетика запрещена на законодательном уровне.

Основные проблемы ядерной энергетики

С развитием ядерной энергетики связана одна существенная экологическая проблема. Это так называемое окружающей среды. Так, по мнению многих экспертов, АЭС выделяют больше тепла, нежели такие же по мощности тепловые электростанции. Особо опасно тепловое загрязнение вод, которое нарушает жизни биологических организмов и приводит к гибели многих видов рыб.

Другая острая проблема, связанная с атомной энергетикой, касается ядерной безопасности в целом. Впервые человечество всерьез задумалось об этой проблеме после Чернобыльской катастрофы 1986 года. Принцип работы Чернобыльской АЭС мало чем отличался от такового других атомных электростанций. Однако это не спасло её от крупной и серьезной аварии, повлекшей за собой очень серьезные последствия для всей Восточной Европы.

Причем опасность ядерной энергетики не ограничивается лишь возможными техногенными авариями. Так, большие проблемы возникают с утилизацией ядерных отходов.

Преимущества атомной энергетики

Тем не менее сторонники развития ядерной энергетики называют и явные преимущества работы атомных электростанций. Так, в частности, Всемирная ядерная ассоциация недавно опубликовала свой отчет с весьма интересными данными. Согласно ему, количество человеческих жертв, сопровождающих производство одного гигаватта электроэнергии на АЭС, в 43 раза меньше, чем на традиционных тепловых электростанциях.

Есть и другие, не менее важные, преимущества. А именно:

дешевизна производства электроэнергии;
экологическая чистота атомной энергетики (за исключением лишь теплового загрязнения вод);
отсутствие строгой географической привязки атомных электростанций к крупным источникам топлива.

Вместо заключения

В 1950 году была построена первая в мире АЭС. Принцип работы атомных электростанций заключается в делении атома с помощью нейтрона. В результате этого процесса высвобождается колоссальный объем энергии.

Казалось бы, атомная энергетика - это исключительное благо для человечества. Однако история доказала обратное. В частности, две крупные трагедии - авария на советской Чернобыльской АЭС в 1986 году и авария на японской электростанции Фукусима-1 в 2011 году - продемонстрировали опасность, которую несет в себе "мирный" атом. И многие страны мира сегодня начали задумываться о частичном или даже полном отказе от ядерной энергетики.