Атомная электроэнергетика – современный и быстро развивающийся способ добычи электричества. А вы знаете, как устроены атомные станции? Каков принцип работы АЭС? Какие типы ядерных реакторов сегодня существуют? Постараемся детально рассмотреть схему работы АЭС, вникнуть в устройство ядерного реактора и узнать о том, насколько безопасен атомный способ добычи электроэнергии.
Как устроена АЭС?
Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.
Схема невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?
Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.
Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки.
Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.
Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.
Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.
Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.
Полная высота гермозоны – 50-60 метров.
Из чего состоит атомный реактор?
Чтобы понять принцип работы ядерного реактора, а значит и принцип работы АЭС, нужно разобраться в составляющих реактора.
- Активная зона. Это зона, куда помещается ядерное топливо (тепловыделитель) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом выступает уран) совершают цепную реакцию деления. Замедлитель призван контролировать процесс деления, и позволяет провести нужную по скорости и силе реакцию.
- Отражатель нейтронов. Отражатель окружает активную зону. Состоит он из того же материала, что и замедлитель. По сути это короб, главное назначение которого – не дать нейтронам выйти из активной зоны и попасть в окружающую среду.
- Теплоноситель. Теплоноситель должен вобрать в себя тепло, которое выделилось при делении атомов топлива, и передать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет то, как устроена АЭС. Самый популярный теплоноситель на сегодня – вода.
Система управления реактором. Датчики и механизмы, которые приводят реактор АЭС в действие.
Топливо для АЭС
На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.
Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.
Обогащенный уран
Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).
Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.
Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.
Урановый порошок
Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.
Урановые таблетки
Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.
Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.
Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.
Что такое ТВЭЛ и ТВС?
Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.
Просто так закинуть топливо в реактор невозможно, ну, если вы не хотите получить взрыв всей станции и аварию с последствиями на пару близлежащих государств. Поэтому урановое топливо помещается в ТВЭЛы, а потом собирается в ТВС. Что значат эти аббревиатуры?
- ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, которая их производит). По сути это тонкая и длинная циркониевая трубка, сделанная из сплавов циркония, в которую помещаются урановые таблетки. Именно в ТВЭЛах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя тепло при реакции.
Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.
Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.
В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.
По сути это несколько ТВЭЛов, скрепленных между собой. ТВС – это готовое атомное топливо, то, на чем работает АЭС. Именно ТВС загружаются в ядерный реактор. В один реактор помещаются около 150 – 400 ТВС.
В зависимости от того, в каком реакторе ТВС будет работать, они бывают разной формы. Иногда пучки складываются в кубическую, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную форму.
Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью.
Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.
Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.
Весит ядерное топливо для АЭС запредельно много, т.к. уран – один из самых тяжелых металлов на планете. Его удельный вес в 2,5 раза больше, чем у стали.
Атомная электростанция: принцип работы
Каков принцип работы АЭС? Принцип работы АЭС базируется на цепной реакции деления атомов радиоактивного вещества – урана. Эта реакция происходит в активной зоне ядерного реактора.
Если не вдаваться в тонкости ядерной физики, принцип работы АЭС выглядит так:
После пуска ядерного реактора из ТВЭЛов извлекаются поглощающие стержни, которые не дают урану вступить в реакцию.
Как только стрежни извлечены, нейтроны урана начинают взаимодействовать друг с другом.
Когда нейтроны сталкиваются, происходит мини-взрыв на атомном уровне, выделяется энергия и рождаются новые нейтроны, начинает происходить цепная реакция. Этот процесс выделяет тепло.
Тепло отдается теплоносителю. В зависимости от типа теплоносителя оно превращается в пар или газ, которые вращают турбину.
Турбина приводит в движение электрогенератор. Именно он по факту и вырабатывает электрический ток.
Если не следить за процессом, нейтроны урана могут сталкиваться друг с другом до тех пор, пока не взорвут реактор и не разнесут всю АЭС в пух и прах. Контролируют процесс компьютерные датчики. Они фиксируют повышение температуры или изменение давления в реакторе и могут автоматически остановить реакции.
Чем отличается принцип работы АЭС от ТЭС (теплоэлектростанций)?
Различия в работе есть только на первых этапах. В АЭС теплоноситель получает тепло от деления атомов уранового топлива, в ТЭС теплоноситель получает тепло от сгорания органического топлива (угля, газа или нефти). После того, как или атомы урана, или газ с углём выделили тепло, схемы работы АЭС и ТЭС одинаковы.
Типы ядерных реакторов
То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов:
Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.
Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство.
Реактор на быстрых нейтронах.
За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.
Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.
Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.
Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.
С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.
Несколько фактов об атомных реакторах…
Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет!
Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.
Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.
Водо-водяной реактор
Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор.
Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.
Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.
Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.
Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.
Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.
Безопасность работы АЭС
Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности.
Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.
В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).
- Первый барьер – прочность урановых таблеток. Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления. Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
- Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
- Третий барьер – прочный стальной корпус реактор а, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
- Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.
Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.
Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».
Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.
Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.
Все очень просто. В ядерном реакторе распадается Уран-235, при этом выделяется огромное количество тепловой энергии, она кипятит воду, пар под давлением крутит турбину, которая вращает электрогенератор, который вырабатывает электричество.
Науке известен по крайней мере один ядерный реактор естественного происхождения . Он находится в урановом месторождении Окло, в Габоне. Правда, он уже остыл полтора миллиарда лет назад.
Уран-235 - это один из изотопов урана. Он отличается от простого урана тем, что в его ядре не хватает 3 нейтронов, из-за чего ядро становится менее стабильным и распадается на две части, когда в него на большой скорости врезается нейтрон. При этом вылетает еще 2–3 нейтрона, которые могут попасть в другое ядро Урана-235 и расщепить его. И так по цепочке. Это называется ядерной реакцией.
Управляемая реакция
Если не управлять цепной ядерной реакцией и она пойдет слишком быстро, то получится самый настоящий ядерный взрыв. Поэтому за процессом надо тщательно следить и не давать распадаться урану слишком быстро. Для этого ядерное топливо в металлических трубках помещают в замедлитель - вещество, которое замедляет нейтроны и переводит их кинетическую энергию в тепловую.
Для управления скоростью реакции в замедлитель погружают стержни из поглощающего нейтроны материала. Когда эти стержни поднимают, они улавливают меньше нейтронов и реакция ускоряется. Если стержни опустить, то реакция опять замедлится.
Дело техники
Огромные трубы в атомных электростанциях на самом деле никакие не трубы, а градирни - башни для быстрого охлаждения пара.
В момент распада ядро раскалывается на две части, которые разлетаются с бешеной скоростью. Но далеко они не улетают - ударяются о соседние атомы, и кинетическая энергия превращается в тепловую.
Дальше этим теплом нагревают воду, превращая ее в пар, пар крутит турбину, а турбина крутит генератор, который и вырабатывает электричество, точно так же, как в обычной тепловой электростанции, работающей на угле.
Смешно, но вся эта ядерная физика, изотопы урана, цепные ядерные реакции - все для того, чтобы вскипятить воду.
За чистоту
Атомная энергия используется не только в атомных электростанциях. Существуют корабли и подводные лодки, работающие на ядерной энергии. В 50 годы даже разрабатывались атомные автомобили, самолеты и поезда.
В результате работы ядерного реактора образуются радиоактивные отходы. Часть из них можно переработать для дальнейшего использования, часть приходится держать в специальных хранилищах, чтобы они не причинили вред человеку и окружающей среде.
Несмотря на это ядерная энергия сейчас является одним из самых экологически чистых. Атомные электростанции не производят выбросов в атмосферу, требуют очень мало топлива, занимают мало места и при правильном использовании очень безопасны.
Но после аварии на Чернобыльской АЭС многие страны приостановили развитие атомной энергетики. Хотя, например, во Франции почти 80 процентов энергии вырабатывается атомными электростанциями.
В двухтысячных из-за большой цены на нефть все вспомнили о ядерной энергии. Существуют разработки по компактным ядерным электростанциям , которые безопасны, могут работать десятилетими и не требуют обслуживания.
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
Несмотря на то, что долгие годы не утихают споры вокруг атомных электростанций, большинство людей мало представляют себе, как АЭС вырабатывает электроэнергию, хотя наверняка знают какую-нибудь легенду про АЭС. В статье будет рассказано в общих чертах как работает атомная электростанция. Каких-то тайн и разоблачений ждать не стоит, но кто-нибудь узнает для себя что-то новенькое.
В статье будет описываются атомные реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы), как самые распространенные.
Видео о том как работает атомная электростанция
Принцип работы атомной электростанции - анимация
В активную зону реактора загружены тепловыделяющие сборки, состоящие из пучка циркониевых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), заполненных таблетками двуокиси урана.
Тепловыделяющая сборка реактора АЭС в натуральную величину
Деление ядер урана внутри атомного реактора
Ядра урана делятся с образованием нейтронов (2 или 3 нейтрона), которые, попадая в другие ядра, также могут вызывать их деление. Так возникает цепная ядерная реакция. При этом отношение числа образовавшихся нейтронов к числу нейтронов на предыдущем шаге деления называется коэффициентом размножения нейтронов k. Если k<1, реакция затухает. При к=1 идёт самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Когда k>1, реакция ускоряется, вплоть до ядерного взрыва. В ядерных реакторах поддерживается управляемая цепная ядерная реакция, удерживая k близкой к единице.
Реактор атомной электростанции с загруженными тепловыделяющими сборками
Как вырабатывается электроэнергия на АЭС
В ходе протекания цепной реакции выделяется большое количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель первого контура - воду. Вода подается снизу в активную зону реактора с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН). Нагреваясь до температуры 322 °С вода поступает в парогенератор (теплообменник), где, пройдя по тысячам теплообменных трубок и отдав часть тепла воде второго контура, вновь поступает в активную зону.
Так как давление второго контура ниже, вода в парогенераторе вскипает, образуя пар с температурой 274°С, который поступает на турбину. Поступая в цилиндр высокого давления, а затем в три цилиндра низкого давления, пар раскручивает турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор, вырабатывая электричество. Отработанный пар поступает в конденсатор, в котором он конденсируется с помощью холодной воды из пруда-охладителя или градирни и вновь возвращается в парогенератор с помощью питательных насосов.
Турбинное отделение АЭС и сама турбина
Такая сложная двухконтурная система создана для того, чтобы оградить оборудование АЭС (турбина, конденсатор), а также окружающую среду от попадания радиоактивных частиц из первого контура, появление которых возможно из-за коррозии оборудования, наведенной радиоактивности, а также разгерметизации оболочек ТВЭЛов.
Откуда и как управляют атомной электростанцией
Управление блоками АЭС осуществляется из блочного щита управления, который обычно сводит простого обывателя обилием «лампочек, крутилочек и кнопочек».
Щит управления расположен в реакторном отделении, но в «чистой зоне» и на нем постоянно находятся:
- ведущий инженер по управлению реактором
- ведущий инженер по управлению турбинами
- ведущий инженер по управлению блоком
- начальник смены блока
Территория АЭС
Вокруг атомной станции организуется зона наблюдения (та самая тридцатикилометровая зона), в которой ведется постоянный мониторинг радиационной обстановки. Также существует санитарно-защитная зона радиусом 3 км (зависит от проектной мощности АЭС), в которой запрещено проживание людей, а также ограничена сельскохозяйственная деятельность.
Зоны доступа атомной электростанции
Внутренняя территория АЭС разделена на две зоны: зона свободного доступа (чистая зона), где воздействие радиационных факторов на персонал практически исключено, и зону контролируемого доступа (ЗКД), где возможно воздействие радиации на персонал.
Доступ в ЗКД разрешен далеко не всем и возможен только через помещение санпропускника, после процедуры переодевания в спец. одежду и получения индивидуального дозиметра. Доступ в гермооболочку, в которой расположены сам реактор и оборудование первого контура, при работе реактора на мощности вообще запрещен и возможен лишь в исключительных случаях. Получаемые дозы работников АЭС строго фиксируются и нормируются, хотя фактическое облучение при нормальной работе реактора в сотни раз меньше предельных доз.
Дозиметрический контроль на выходе из ЗКД атомной электростанции
Наверное, самое большое число слухов и домыслов ходят вокруг выбросов атомных станций. Выбросы действительно есть и происходят они, в основном, через вентиляционные трубы - это те самые трубы, которые стоят возле каждого энергоблока и никогда не дымят. По большей части, в атмосферу попадают инертные радиоактивные газы - ксенон, криптон и аргон.
Но перед сбросом в атмосферу воздух из помещений АЭС проходит систему сложных фильтров, где удаляется большая часть радионуклидов. Короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как газы достигнут верха трубы, еще больше снижая радиоактивность. В итоге, вклад в естественный радиационный фон газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу незначителен и им вообще можно пренебречь. Поэтому атомная энергия является одной из самых чистых, в сравнении с другими электростанциями. В любом случае, все радиоактивные выбросы атомных станций строго контролируются экологами и разрабатываются способы дальнейшего их снижения.
Безопасность атомной электростанции
Все системы атомной станции проектируются и работают с учетом многочисленных принципов безопасности. Например, концепция глубоко эшелонированной защиты подразумевает наличие нескольких барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Очень похоже на принцип Кащея Бессмертного: топливо сгруппировано в таблетки, которые находятся в циркониевых ТВЭЛах, которые помещены в стальной корпус реактора, который помещен в железобетонную гермооболочку. Таким образом, разрушение одного из барьеров компенсируется следующим. Делается все, чтобы при любой аварии радиоактивные вещества не вышли за пределы зоны контролируемого доступа.
Также, все системы имеют двух- и трехкратное резервирование, в соответствии с принципом единичного отказа, по которому система должна бесперебойно выполнять свои функции даже при отказе любого ее элемента. Вместе с этим применяется принцип разнообразия, то есть использования систем, имеющих разные принципы работы. Например, при срабатывании аварийной защиты в активную зону реактора падают стержни-поглотители и в теплоноситель первого контура дополнительно впрыскивается борная кислота.
Как ремонтируют атомные электростанции?
Энергоблоки регулярно выводятся в планово-предупредительные ремонты (ППР), в периоды которых происходит перегрузка топлива, а также производится диагностика, ремонт и замена оборудования, модернизация оборудования. дин раз в четыре года работающий энергоблок выводится в капитальный ППР с полной выгрузкой ядерного топлива из активной зоны реактора, обследованием и испытанием внутрикорпусных устройств, а также испытания корпуса реактора на прочность.
Что такое атомная электростанция?
Атомная электростанция или ядерная электростанция является тепловой электростанцией, в которой источником тепла является ядерный реактор. Обычно во всех традиционных тепловых электростанциях тепло используется для получения пара, который приводит в действие паровую турбину, соединенную с электрогенератором, который вырабатывает электричество. По состоянию на 23 апреля 2014 года МАГАТЭ отчиталось об эксплуатации 435 энергетических ядерных реакторов в 31 стране мира. Атомные электростанции, как правило, считаются станциями базисной нагрузки, так как стоимость топлива составляет небольшую часть себестоимости продукции. Затраты на их эксплуатацию, техническое обслуживание и топливо, наряду с гидроэлектростанциями, находятся на нижней границе диапазона, что делает их пригодными для роли поставщиков электроэнергии базовой нагрузки. Однако, довольно неустойчивыми являются затраты на утилизацию отработанного топлива.
История атомной промышленности
Впервые в истории с помощью ядерного реактора выработали электроэнергию 3 сентября 1948 года в Графитовом Реакторе X-10 в г. Ок-Ридж, штат Теннесси, Соединенные Штаты Америки. Этот реактор был прототипом первой атомной электростанции и произвел достаточно электроэнергии для питания лампы накаливания. Второй более крупный эксперимент был проведен 20 декабря 1951 года на опытной станции EBR-I вблизи г. Арко, штат Айдахо в Соединенных Штатах Америки. 27 июня 1954 года в советском городе Обнинск начала свою работу первая в мире атомная электростанция для выработки электроэнергии для энергосистемы. Первая в мире полномасштабная электростанция Колдер-Холл была запущена в Англии 17 октября 1956 года. Первая в мире полномасштабная электростанция Шиппингпорт, предназначенная исключительно для производства электроэнергии (Колдер Холл была также предназначена для производства плутония), была подключена к сети 18 декабря 1957 года в Соединенных Штатах Америки.
Как работает атомная электростанция
Преобразование в электрическую энергию происходит косвенно, как в обычных тепловых электростанциях. Деление ядра атома в ядерном реакторе нагревает теплоноситель реактора. Теплоносителем может быть вода или газ, или даже жидкий металл в зависимости от типа реактора. Теплоноситель реактора затем переходит в парогенератор и нагревает воду для получения пара. Пар под давлением затем, как правило, подают в многоступенчатую паровую турбину. После того, как паровая турбина расширилась и частично конденсировала пар оставшийся пар конденсируется в конденсаторе. Конденсатор представляет собой теплообменник, который соединен со вторичным контуром охлаждения таким, как река или градирня. Вода затем закачивается обратно в парогенератор и цикл начинается снова. Пароводяной цикл соответствует циклу Рэнкина.
Ядерный реактор АЭС
Ядерный реактор является сердцем станции. В ее центральной части в активной зоне реактора в результате управляемого деления атомного ядра генерируется тепло. Это тепло нагревает теплоноситель, когда он прокачивается через реактор и, таким образом, выводит энергию из реактора. Тепло от ядерного деления используется для производства пара, который проходит через турбины, которые в свою очередь питают электрические генераторы.
В ядерных реакторах в качестве топлива цепной реакции обычно используют уран. Уран - это очень тяжелый металл, залежи которого в изобилии находится в морской воде в большинстве скальных пород на Земле. Встречающиеся в природе уран встречается в виде двух различных изотопов: уран-238 (U-238), который составляет 99,3% природного урана, и уран-235 (U-235), на который приходится около 0,7% урана в природе. Изотопы представляют собой атомы одного и того же элемента с разным количеством нейтронов. Таким образом, U-238 имеет 146 нейтронов, а U-235 имеет 143 нейтрона. Различные изотопы имеют разные модели поведения. Например, U-235 является делящимся - это означает, что он легко расщепляется и выделяет много энергии, что делает его идеальным для ядерной энергетики. С другой стороны, U-238 не имеет такого свойства, несмотря на то, что это тот же элемент. Различные изотопы также имеют различные периоды полураспада. Период полураспада - это количество времени, необходимое для разложения половины образца радиоактивного элемента. U-238 имеет более длительный период полураспада, чем U-235, поэтому для его разложения требуется больше времени. Это также означает, что U-238 менее радиоактивен, чем U-235.
Так как ядерное деление создает радиоактивность, активная зона реактора окружена защитным экраном. Эта оболочка поглощает излучение и предотвращает выброс радиоактивного материала в окружающую среду. Кроме того, многие реакторы оборудованы бетонным куполом для защиты реактора как от внутренних аварий, так и от внешних воздействий.
Паровая турбина АЭС
Целью паровой турбины является преобразование тепла, содержащегося в паре в механическую энергию. Машинный зал с паровой турбиной, как правило, конструктивно отделен от здания главного ядерного реактора. Здания машинного зала и ядерного реактора расположены так, чтобы при взрыве турбины во время эксплуатации железные обломки не долетели до реактора.
В случае ядерного реактора, охлаждаемого водой под давлением, паровая турбина отделена от ядерной системы. Для обнаружения утечки в парогенераторе и таким образом попадания радиоактивной воды в первый контур устанавливают радиометр, который отслеживает пар на выходе из парогенератора. В отличие от этого, в реакторах с кипящей водой радиоактивная вода проходит через паровую турбину, так что турбина является частью рентгенологически контролируемой зоны АЭС.
Генератор АЭС
Генератор преобразует механическую энергию турбины в электрическую энергию. Используются низковольтные синхронные генераторы переменного тока высокой номинальной мощности.
Система охлаждения АЭС
Система охлаждения отводит тепло от активной зоны реактора и транспортирует его в другой район станции, где тепловая энергия может быть использована для производства электроэнергии или выполнения другой полезной работы. Как правило, горячий теплоноситель используется в качестве источника тепла для котла, а пар под давлением из котла приводит в движение одну или несколько паровых турбин электрических генераторов.
Предохранительные клапаны АЭС
В случае возникновения аварийной ситуации, могут быть использованы предохранительные клапаны для предотвращения разрыва труб или взрыва реактора. Клапаны спроектированы таким образом, чтобы они могли определить малейшее увеличение давления всех подаваемых энергоносителей. В случае реактора с кипящей водой, пар направляется в камеру понижения давления и конденсируется там. Камеры в теплообменнике соединены с промежуточным контуром охлаждения.
Насос питательной воды АЭС
Уровень воды в парогенераторе и ядерном реакторе контролируется с помощью системы питательной воды. Насос питательной воды имеет задачу забора воды из системы очистки конденсата, увеличивая давление и направляя ее в парогенераторы (в случае реактора с водой под давлением) либо непосредственно в реактор (для реакторов с кипящей водой).
Аварийный источник питания АЭС
Большинство атомных электростанций нуждаются в двух различных источниках питания, а именно во внеплощадочных трансформаторах собственных нужд питающих станций, которые достаточно отделены в распределительной подстанции и могут получать питание от нескольких линий электропередач. Кроме того, на некоторых атомных электростанциях турбогенератор может питать собственные нужды электростанции во время работы станции с помощью трансформаторов собственных нужд, которые отпускают электроэнергию с шин генератора до того, как она достигнет повышающего трансформатора (на таких электростанциях также есть трансформаторы собственных нужд электростанции, которые получают электроэнергию от внешних источников питания непосредственно из распределительной подстанции). Даже с двумя источниками резервного питания возможна полная электроснабжения от внешних источников. Атомные электростанции оснащены аварийным источником питания.
Специалисты на атомной электростанции
- Инженеры-ядерщики
- Операторы ядерного реактора
- Работники службы дозиметрии
- Персонал группы аварийного реагирования
- Постоянные инспекторы Комиссии по ядерному регулированию
В Соединенных Штатах Америки и Канаде работники электростанции, за исключением руководства, квалифицированного персонала (например, инженеров) и сотрудников службы безопасности, могут быть членами либо Международного Профсоюза Работников Электротехнической Промышленности (IBEW) или Профсоюза Подсобных Рабочих Америки (UWUA), или одного из различных профсоюзов или организаций работников, представляющих интересы машинистов, рабочих, котельщиков, монтажников, металлистов и т.д.
Затраты на АЭС
Экономика новых атомных электростанций является спорным вопросом, и многомиллиардные инвестиции зависят от выбора источника энергии. Атомные электростанции, как правило, имеют высокие капитальные затраты, но низкие прямые затраты на топливо, связанные с затратами на добычу, обработку, использование топлива и интернализированными затратами на хранение отработанного топлива. Таким образом, сравнение с другими методами выработки электроэнергии сильно зависит от предположений о сроках строительства и финансировании капитальных вложений для атомных станций. В соответствии с Законом Прайса-Андерсона в США смета затрат учитывает расходы на вывод электростанции из эксплуатации и хранение или переработку ядерных отходов. В настоящее время разрабатываются реакторы четвертого поколения с перспективой того, что все отработанное ядерное топливо ("ядерные отходы") потенциально может быть переработано с использованием будущих реакторов, чтобы полностью закрыть ядерный топливный цикл. В настоящее время, однако, не существует никакой эффективной объемной утилизации отходов от АЭС, и метод внутриплощадочного временного хранения все еще применяется почти на всех электростанциях из-за проблем со строительством постоянных хранилищ отходов. Только Финляндия имеет планы по строительству постоянных хранилищ, поэтому в мировом масштабе долгосрочные затраты на хранение отходов являются неопределенными.
С другой стороны, затраты на строительство или капитальные затраты в сторону мер по смягчению глобального потепления, таких как налог на выбросы углерода или торговля выбросами углекислого газа, все более благоприятствуют экономике ядерной энергетики. Есть надежда на достижение большей эффективности за счет более усовершенствованных конструкций реакторов. Обещают, что расход топлива Реакторов Третьего Поколения будет по крайней мере на 17% меньше и они будут иметь более низкие капитальные затраты, в то время как футуристические Реакторы Четвертого Поколения обещают на 10000-30000% большую эффективность использования топлива и ликвидацию ядерных отходов.
В Восточной Европе ряд давних проектов пытается найти финансирование, в частности Белене в Болгарии и дополнительные реакторы на Чернаводэ в Румынии, а некоторые потенциальные спонсоры "сошли со станции". Доступность дешевого газа и относительная надежность его будущих поставок также представляет собой серьезную проблему для ядерных проектов.
Анализируя экономику ядерной энергетики необходимо принимать во внимание, кто понесет риски, связанные неопределенностью будущего. На сегодняшний день все действующие атомные электростанции были построены государственными или регулируемыми государством коммунальными монополиями, где многие из рисков, связанных со строительными затратами, эксплуатационными характеристиками, ценами на топливо и другими факторами, несли потребители, а не поставщики. Многие страны уже либерализовали рынок электроэнергии, где эти риски, а также риск появления более дешевых конкурентов до момента окупаемости капитальных расходов, ложатся на плечи поставщиков и операторов станций, а не на потребителей, что приводит к существенному изменению оценки экономики новых атомных электростанций.
В связи с аварией на АЭС Фукусима I в 2011 году, вероятно, возрастут расходы для уже работающих и новых атомных станций из-за повышенных требований к хранению отработанного топлива на территории АЭС и повышенных проектных угроз. Однако многие проекты такие, как строящаяся в настоящее время AP1000, используют пассивные системы охлаждения для ядерной безопасности, в отличие от Фукусима I, которая нуждается активной системе охлаждения, а это в значительной степени уменьшает необходимость тратить больше средств на избыточное резервное оборудование для обеспечения безопасности.
Безопасность АЭС
В своей книге "Нормальные аварии" Чарльз Перроу говорит, что многочисленные и неожиданные сбои встроены в сложные и плотно связанные системы ядерных реакторов. Такие аварии неизбежны и их нельзя предотвратить. Междисциплинарная команда из Массачусетского технологического института (MIT) подсчитала, что с учетом ожидаемого роста ядерной энергетики в период с 2005 по 2055 годы можно ожидать, по крайней мере, четыре серьезные ядерные аварии. Однако исследование MIT не принимает во внимание улучшения в безопасности с 1970 года. С 1970 года до настоящего времени в мире произошло пять серьезных аварий (повреждения активной зоны): одна на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году, одна на Чернобыльской АЭС в 1986 году и три на АЭС Фукусима-1 в 2011 году, что соответствует началу эксплуатации Реакторов Второго Поколения. В среднем во всем мире каждые восемь лет происходит одна серьезная авария.
Современные конструкции ядерных реакторов были многократно усовершенствованы с точки зрения безопасности со времени использования ядерных реакторов первого поколения. Атомные электростанции не могут взорваться как ядерная бомба, так как топливо для урановых реакторов не обогащается достаточно, а для ядерного оружия требуется прецизионное взрывчатое вещество, чтобы заставить топливо в достаточно малом объеме дойти до сверхкритического состояния. Большинство реакторов требуют непрерывного контроля температуры, чтобы предотвратить расплавление ядра, что и происходило несколько раз из-за аварии или стихийного бедствия, высвобождая радиацию и делая окружающую среду непригодной для жизни. Электростанции должны быть защищены от кражи ядерного материала (например, для изготовления "грязной" ядерной бомбы) и от нападения военных самолетов (что имело место) или ракет противника, или захваченных террористами самолетов.
Споры вокруг атомной энергетики
Дискуссии о ядерной энергетике ведутся по поводу спорного вопроса, который возник при внедрении и использовании реакторов ядерного деления для выработки электроэнергии из ядерного топлива для гражданских целей. Дискуссия о ядерной энергетике достигла своего пика в 1970-х и 1980-х годах, когда она "достигла беспрецедентной интенсивности в истории технологических противоречий» в некоторых странах.
Сторонники утверждают, что ядерная энергетика является устойчивым источником энергии, который уменьшает выбросы углекислого газа и может повысить энергетическую безопасность, если его использование вытесняет зависимость от импортного топлива. Сторонники продвигают идею, что ядерная энергетика практически почти не загрязняет воздух, в отличие от главной жизнеспособной альтернативы - ископаемого топлива. Сторонники также полагают, что ядерная энергетика является единственным реальным выходом для достижения энергетической независимости большинства Западных стран. Они подчеркивают, что риски хранения отходов невелики и могут быть дополнительно снижены за счет использования новейших технологий в новых реакторах, а также отчеты по эксплуатационной безопасности в Западном мире свидетельствуют об отличном состоянии АЭС по сравнению с другими основными видами электростанцций.
Противники утверждают, что ядерная энергетика создает много угроз для людей и окружающей среды, а также, что затраты не оправдывают выгоды. Угрозы включают в себя риски для здоровья и экологический ущерб от добычи, переработки и транспортировки урана, риск распространения ядерного оружия или саботажа, а также нерешенная проблема радиоактивных ядерных отходов. Другой экологической проблемой является сброс горячей воды в море. Горячая вода изменяет условия окружающей среды для морской флоры и фауны. Они также утверждают, что сами реакторы чрезвычайно сложные машины, где многие процессы могут и происходят не по плану, что уже приводило к многим серьезным ядерным авариям. Критики не верят, что эти риски могут быть снижены за счет новых технологий. Они утверждают, что, если рассматривать все энергоемкие этапы цепочки использования ядерного топлива, от добычи урана до вывода из эксплуатации ядерных объектов, то ядерная энергетика не является источником электроэнергии с низким содержанием углерода. Те страны, которые не имеют урановых рудников, не могут добиться энергетической независимости посредством существующих ядерно-энергетических технологий. Фактические затраты на строительство часто превышают смету и расходы на хранение отработанного топлива не имеют четких временных рамок.
Переработка ядерного топлива АЭС
Технология переработки ядерного топлива была разработана для химического разделения и восстановления делящегося плутония из облученного ядерного топлива. Переработка служит нескольким целям, относительное значение которых изменилось с течением времени. Первоначально переработка выполнялась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия. С коммерциализацией атомной энергетики отработанный плутоний перерабатывают обратно в смешанный оксид ядерного топлива для тепловых реакторов. Переработанный уран, который составляет большую часть отработанного топливного материала, в принципе, может также быть повторно использован в качестве топлива, но это экономически оправданно, только когда цены на уран высоки или его утилизация является дорогостоящей. И, наконец, реактор-размножитель может использовать не только переработанный плутоний и уран в отработанном топливе, но все актиниды, завершая ядерный топливный цикл и потенциально умножая энергию, извлеченную из природного урана более чем в 60 раз.
Переработка ядерного топлива уменьшает объем высокорадиоактивных отходов, но сама по себе не уменьшает радиоактивность или выделение тепла и, следовательно, не устраняет необходимость в хранении отходов в геологических формациях. Переработка вызывает политические споры из-за возможности способствовать распространению ядерного оружия, потенциальной уязвимости к ядерному терроризму, политических проблем выбора площадки для хранилища (проблема, которая в равной степени относится к прямой утилизации отработавшего ядерного топлива), а также из-за ее высокой стоимости по сравнению с однократным топливным циклом. В Соединенных Штатах Америки администрация Обамы отступила от планов президента Буша на переработку в промышленных масштабах и вернулась к программе, ориентированной на переработку, связанную с научными исследованиями.
Аварии на атомных электростанциях
Венская Конвенция о Гражданской Ответственности за Ядерный Ущерб установила международные рамки ядерной ответственности. Однако государства с большинством атомных электростанций в мире, в том числе США, Россия, Китай и Япония, не являются участниками международных конвенций по ядерной ответственности.
В США страхование ядерных или радиационных инцидентов покрывается (для объектов, имеющих лицензию до 2025 года) в соответствии с Законом Прайса-Андерсона о Гарантиях Ядерной Промышленности.
В соответствии с Энергетической политикой Соединенного Королевства посредством Закона о Ядерных Установках 1965 года регулируется ответственность за ядерный ущерб, за который несет ответственность британский владелец лицензии на ядерную энергетику. Закон требует, чтобы ответственный оператор выплатил компенсацию ущерба в пределах 150 миллионов фунтов стерлингов в течение десяти лет после инцидента. Через десять лет в течение последующих двадцати лет правительство несет ответственность за данное обязательство. Правительство также несет ответственность за дополнительное ограниченное межгосударственное обязательство (около 300 миллионов фунтов стерлингов) в рамках международных конвенций (Парижской Конвенции об Ответственности Перед Третьей Стороной в Области Ядерной Энергетики и Брюссельской Конвенции дополнительно к Парижской Конвенции).
Вывод АЭС из эксплуатации
Вывод из эксплуатации ядерных объектов представляет собой демонтаж атомной электростанции и дезактивацию участка до состояния, не представляющего радиационную опасность для гражданского населения. Основным отличием от демонтажа других видов электростанций является наличие радиоактивного материала, вывоз и перемещение которого в хранилище отходов требует соблюдения специальных мер предосторожности.
Вообще говоря, атомные станции были спроектированы с учетом срока службы около 30 лет. Новые станции спроектированы с эксплуатационным ресурсом от 40 до 60 лет. Одним из факторов износа является ухудшение состояния экрана реакторов под действием нейтронного облучения.
Вывод из эксплуатации включает в себя множество административных и технических мер. Он включает в себя полную очистку радиоактивности и абсолютный снос станции. После того как объект выведен из эксплуатации он не должен больше представлять никакой опасности радиоактивной аварии или быть опасным для здоровья его посетителей. После полного выведения объекта из эксплуатации он освобождается от регулирующего контроля, а лицензиат станции больше не несет ответственность за ее ядерную безопасность.
Исторические происшествия на АЭС
Атомная промышленность утверждает, что новые технологии и контроль сделали атомные станции гораздо безопаснее, но после катастрофы на Чернобыльской АЭС в 1986 году и до 2008 года произошли 57 небольших аварий, две трети из которых произошли в США. Французское Агентство по Атомной Энергии (CEA) пришло к выводу, что технические инновации не могут полностью исключить риск человеческого фактора в работе атомной станции.
По словам Бенджамина Совакоола в 2003 году междисциплинарная команда Массачусетского технологического института (MIT) подсчитала, что с учетом ожидаемого роста ядерной энергетики в период с 2005 по 2055 годы можно ожидать, по крайней мере, четыре серьезные ядерные аварии. Однако исследование MIT не учитывает улучшения безопасности с 1970 года.
Преимущества атомной энергетики
Атомные станции используются в основном для базовой нагрузки из-за экономических соображений. Стоимость топлива для работы атомной электростанции меньше, чем стоимость топлива для эксплуатации угольных или газовых электростанций. Работа атомной станция не на полную мощность не является экономически оправданной.
Тем не менее, во Франции атомные станции работают преимущественно в режиме следования за нагрузкой, хотя "принято считать, что это не является идеальной экономической ситуацией для атомных станций." Блок A на АЭС Библис в Германии спроектирован с возможностью увеличения и уменьшения выработки электроэнергии на 15% в минуту от 40% до 100% его номинальной мощности. Реакторы с кипящей водой обычно имеют возможность следования за нагрузкой, осуществляемую за счет изменения потока рециркулируемой воды.
Проекты будущих электростанций
Новое поколение конструкций для атомных электростанций, известное как реакторы IV Поколения, является предметом активных исследований. Многие из этих новых проектов специально пытаются сделать реакторы ядерного деления чище, безопаснее и / или представляющими меньше рисков для распространения ядерного оружия. Могут быть построены пассивно безопасные станции (например, экономичный упрощённый ядерный реактор с кипящей водой), в то время как целью исследований является разработка реакторов почти с полным исключением влияния на них человеческого фактора. В термоядерных реакторах, которые еще находятся на ранних стадиях развития, уменьшены или устранены некоторые из рисков, связанные с ядерным делением.
Два Европейских реактора с водой под давлением (EPR) суммарной мощностью 1600 MВт строятся в Европе, и два строятся в Китае. Реакторы являются совместным проектом французской корпорации AREVA и немецкой Siemens AG и будут крупнейшими реакторами в мире. Один EPR находится в г. Олкилуото в Финляндии и является частью Олкилуото АЭС. Первоначально было запланировано запустить реактор в 2009 году, но запуск неоднократно откладывался, и по состоянию на сентябрь 2014 года был перенесен на 2018 год. Подготовительные работы для EPR на Фламанвильской АЭС в г. Фламанвиль, Манш во Франции были начаты в 2006 году с запланированной датой завершения в 2012 году. Запуск французского реактора также был задержан, и согласно прогнозам 2013 года его планировали запустить в 2016 году. Два китайских EPR являются частью Тайшанской АЭС в г. Тайшан, Гуандун. Запуск реакторов Тайшанской АЭС был запланирован на 2014 и 2015 годы, но был отложен до 2017 года.
По состоянию на март 2007 года семь атомных электростанций в Индии и пять в Китае находятся на стадии строительства.
В ноябре 2011 года компания Gulf Power заявила, что к концу 2012 года она надеется закончить покупку 4000 акров земли к северу от г. Пенсакола в штате Флорида, чтобы построить возможную атомную электростанцию.
В 2010 году Россия ввела в эксплуатацию плавучую атомную электростанцию. Судно Академик Ломоносова стоимостью 100 миллионов фунтов стерлингов является первой из семи станций, которые обеспечат отдаленные регионы России жизненно важными энергетическими ресурсами.
Не имея ни одной АЭС в 2011 году, к 2025 году страны Юго-Восточной Азии будут иметь в общей сложности 29 атомных электростанций: Индонезия будет иметь 4 атомные электростанции, Малайзия - 4, Таиланд - 5, а Вьетнам - 16.
В 2013 году в Китае на стадии строительства было 32 атомных реактора - наибольшее число в мире.
В период с 2016 по 2019 год планируется завершить расширение двух атомных электростанций в Соединенных Штатах Америки, а именно: АЭС Вогтль в Джорджии и АЭС Ви-Си Саммер в Южной Каролине. Два новых реактора на АЭС Вогтль и два новых реактора на АЭС Ви-Си Саммер являются первыми проектами строительства атомной электростанции в Соединенных Штатах Америки с момента аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году.
Правительство Великобритании одобрило строительство АЭС Хинкли-Пойнт C.
Несколько стран приступили к реализации ториевой ядерной программы. Торий встречается в природе в четыре раза чаще урана. Более 60% залежей руды тория - монацита - в находится в пяти странах: Австралии, США, Индии, Бразилии и Норвегии. Этих ториевых ресурсов достаточно для обеспечения текущих энергетических потребностей в течение тысяч лет. Ториевый топливный цикл способен генерировать атомную энергию с более низким выходом радиотоксичных отходов, чем урановый топливный цикл.
Загрузка...
