Предложение о создании реактора АМ будущей АЭС впервые прозвучало 29 ноября 1949 г. на совещании научного руководителя атомного проекта И.В. Курчатова, директора Института физпроблем А.П. Александрова, директора НИИХимаша Н.А. Доллежаля и учёного секретаря НТС отрасли Б.С. Позднякова. Совещание рекомендовало включить в план НИР ПГУ на 1950 г. «проект реактора на обогащённом уране с небольшими габаритами только для энергетических целей общей мощностью по тепловыделению в 300 единиц, эффективной мощностью около 50 единиц» с графитом и водяным теплоносителем. Тогда же были даны поручения о срочном проведении физических расчётов и экспериментальных исследований по этому реактору.

Позднее И.В. Курчатов и А.П. Завенягин объясняли выбор реактора АМ для первоочередного строительства тем, «что в нём может быть более, чем в других агрегатах, использован опыт обычной котельной практики: общая относительная простота агрегата облегчает и удешевляет строительство».

В этот период на разных уровнях обсуждаются варианты использования энергетических реакторов.

ПРОЕКТ

Было признано целесообразным начать с создания реактора для корабельной энергетической установки. В обосновании проекта этого реактора и для «принципиального подтверждения... практической возможности преобразования тепла ядерных реакций атомных установок в механическую и электрическую энергии» было решено построить в Обнинске, на территории Лаборатории «В» , атомную электростанцию с тремя реакторными установками, в том числе и установкой АМ, ставшей реактором Первой АЭС).

Постановлением СМ СССР от 16 мая 1950 г. НИОКР по АМ поручались ЛИПАН (институт И.В. Курчатова), НИИХиммаш, ГСПИ-11, ВТИ). В 1950 - начале 1951 гг. эти организации провели предварительные расчёты (П.Э. Немировский, С.М. Фейнберг, Ю.Н. Занков), предварительные проектные проработки и др., затем все работы по этому реактору были, по решению И.В. Курчатова, переданы в Лабораторию «В» . Научным руководителем назначен , главным конструктором - Н.А. Доллежаль.

Проектом были предусмотрены следующие параметры реактора: тепловая мощность 30 тыс. кВт, электрическая мощность - 5 тыс. кВт, тип реактора - реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и охлаждением натуральной водой.

К этому времени в стране уже был опыт создания реакторов такого типа (промышленные реакторы для наработки бомбового материала), но они существенно отличались от энергетических, к которым относится реактор АМ. Сложности были связаны с необходимостью получения в реакторе АМ высоких температур теплоносителя, из чего следовало, что придётся вести поиск новых материалов и сплавов, выдерживающих эти температуры, устойчивых к коррозии, не поглощающих нейтроны в больших количествах и др. Для инициаторов строительства АЭС с реактором АМ эти проблемы были очевидны изначально, вопрос был в том, как скоро и насколько удачно их удастся преодолеть.

РАСЧЁТЫ И СТЕНД

К моменту передачи работы по АМ в Лабораторию «В» проект определился только в общих чертах. Оставалось много физических, технических и технологических проблем, которые предстояло решить, и их число возрастало по мере работы над реактором.

Прежде всего, это касалось физических расчётов реактора, которые приходилось вести, не имея многих необходимых для этого данных. В Лаборатории «В» некоторыми вопросами теории реакторов на тепловых нейтронах занимался Д.Ф. Зарецкий, а основные расчёты проводились группой М.Е. Минашина в отделе А.К. Красина . М.Е. Минашина особенно беспокоило отсутствие точных значений многих констант. Организовать их измерение на месте было сложно. По его инициативе часть из них постепенно пополнялась в основном за счёт измерений, проведённых ЛИПАН и немногих в Лаборатории «В» , но в целом нельзя было гарантировать высокую точность рассчитываемых параметров. Поэтому в конце февраля - начале марта 1954 г. был собран стенд АМФ - критсборка реактора АМ, которая подтвердила удовлетворительное качество расчётов. И хотя на сборке нельзя было воспроизвести все условия реального реактора, результаты поддержали надежду на успех, хотя сомнений оставалось много.

На этом стенде 3 марта 1954 г. была впервые в Обнинске осуществлена цепная реакция деления урана.

Но, учитывая, что экспериментальные данные постоянно уточнялись, совершенствовалась методика расчётов, вплоть до запуска реактора продолжалось изучение величины загрузки реактора топливом, поведение реактора в нестандартных режимах, вычислялись параметры поглощающих стержней и др.

СОЗДАНИЕ ТВЭЛА

С другой важнейшей задачей - созданием тепловыделяющего элемента (твэла) - блестяще справились В.А. Малых и коллектив технологического отдела Лаборатории «В» . Разработкой твэла занималось несколько смежных организаций, но только вариант, предложенный В.А. Малых , показал высокую работоспособность. Поиск конструкции был завершён в конце 1952 г. разработкой нового типа твэла (с дисперсионной композицией уран-молибденовой крупки в магниевой матрице).

Этот тип твэла позволял проводить их отбраковку на предреакторных испытаниях (в Лаборатории «В» для этого были созданы специальные стенды), что очень важно для обеспечения надёжной работы реактора. Устойчивость нового твэла в нейтронном потоке изучалась в ЛИПАН на реакторе МР. В НИИХиммаше были разработаны рабочие каналы реактора.

Так впервые в нашей стране была решена, пожалуй, самая главная и самая сложная проблема зарождающейся атомной энергетики – создание тепловыделяющего элемента.

СТРОИТЕЛЬСТВО

В 1951 г., одновременно с началом в Лаборатории «В» исследовательских работ по реактору АМ, на её территории началось строительство здания атомной станции.

Начальником строительства был назначен П.И. Захаров, главным инженером объекта - .

Как вспоминал Д.И. Блохинцев, «здание АЭС в важнейших своих частях имело толстые стены из железобетонного монолита, чтобы обеспечить биологическую защиту от ядерного излучения. В стены закладывались трубопроводы, каналы для кабеля, для вентиляции и т.п. Ясно, что переделки были невозможны, и поэтому при проектировании здания, по возможности, предусматривались запасы с расчётом на предполагаемые изменения. На разработку новых видов оборудования и на выполнение научно-исследовательских работ давались научно-технические задания для «сторонних организаций» – институтов, конструкторских бюро и предприятий. Часто эти сами задания не могли быть полными и уточнялись и дополнялись по мере проектирования. Основные инженерно-конструкторские решения... разрабатывались конструкторским коллективом во главе с Н.А. Доллежалем и его ближайшим помощником П.И. Алещенковым...»

Стиль работы по строительству первой АЭС характеризовался быстрым принятием решений, скоростью разработок, определённой выработанной глубиной первичных проработок и способами доработки принимаемых технических решений, широким охватом вариантных и страхующих направлений. Первая АЭС была создана за три года.

ПУСК

В начале 1954 г. началась проверка и опробование различных систем станции.

9 мая 1954 года в Лаборатории "В" началась загрузка активной зоны реактора АЭС топливными каналами. При внесении 61-го топливного канала было достигнуто критическое состояние, в 19 ч. 40 мин. В реакторе началась цепная самоподдерживающаяся реакция деления ядер урана. Состоялся физический пуск атомной электростанции.

Вспоминая о пуске, писал: «Постепенно мощность реактора увеличивалась, и наконец где-то около здания ТЭЦ, куда подавался пар от реактора, мы увидели струю, со звонким шипением вырывавшуюся из клапана. Белое облачко обыкновенного пара, и к тому же еще недостаточно горячего, чтобы вращать турбину, показалось нам чудом: ведь это первый пар, полученный на атомной энергии. Его появление послужило поводом для объятий, поздравлений «с легким паром» и даже для слез радости. Наше ликование разделял и И.В. Курчатов, принимавший участие в работе в те дни. После получения пара с давлением 12 атм. и при температуре 260 °C стало возможным изучение всех узлов АЭС в условиях, близких к проектным, а 26 июня 1954 г., в вечернюю смену, в 17 час. 45 мин., была открыта задвижка подачи пара на турбогенератор, и он начал вырабатывать электроэнергию от атомного котла. Первая в мире атомная электростанция встала под промышленную нагрузку».

«В Советском Союзе усилиями ученых и инженеров успешно завершены работы по проектированию и строительству первой промышленной электростанции на атомной энергии полезной мощностью 5000 киловатт. 27 июня атомная станция была пущена в эксплуатацию и дала электрический ток для промышленности и сельского хозяйства прилежащих районов.»

Ещё до пуска была подготовлена первая программа экспериментальных работ на реакторе АМ, и вплоть до закрытия станции он был одной из основных реакторных баз, на которых проводились нейтронно-физические исследования, исследования по физике твёрдого тела, испытания твэлов, ЭГК, наработка изотопной продукции и др. На АЭС прошли подготовку экипажи первых атомных подводных лодок, атомного ледокола «Ленин», персонал советских и зарубежных АЭС.

Пуск АЭС для молодого коллектива института стал первой проверкой на готовность к решению новых и более сложных задач. В начальные месяцы работы доводили отдельные агрегаты и системы, подробно изучали физические характеристики реактора, тепловой режим оборудования и всей станции, дорабатывали и исправляли различные устройства. В октябре 1954 г. станция была выведена на проектную мощность.

«Лондон, 1 июля (ТАСС). Сообщение о пуске в СССР первой промышленной электростанции на атомной энергии широко отмечается английской печатью, Московский корреспондент «Дейли уоркер» пишет, что это историческое событие «имеет неизмеримо большее значение, чем сброс первой атомной бомбы на Хиросиму.

Париж, 1 июля (ТАСС). Лондонский корреспондент агентства Франс Пресс передает, что сообщение о пуске в СССР первой в мире промышленной электростанции, работающей на атомной энергии, встречено в лондонских кругах специалистов-атомников с большим интересом. Англия, продолжает корреспондент, строит атомную электростанцию в Колдерхолле. Полагают, что она сможет вступить в строй не ранее чем через 2,5 года...

Шанхай, 1 июля (ТАСС). Откликаясь на пуски в эксплуатацию советской электростанции на атомной энергии, токийское радио передает: США и Англия также планируют строительство атомных электростанций, но завершение их строительства они намечают на 1956-1957 годы. То обстоятельство, то Советский Союз опередил Англию и Америку в деле использования атомной энергии в мирных целях, говорит о том, что советские ученые добились больших успехов в области атомной энергии. Один из выдающихся японских специалистов в области ядерной физики - профессор Иосио Фудзиока, комментируя сообщение о пуске в СССР электростанции на атомной энергии, заявил, что это является началом «новой эры».

Страница 1 из 3

Атомные электрические станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части.
Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя - водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и канальные.
С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС - отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).

Рис.1. Тепловая схема АЭС:
а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный насос; б - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 - питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура

В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела - вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности - это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.
По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехкотурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600.В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350 - 1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600. Основные характеристики реакторов приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные характеристики реакторов АЭС

Параметр	Тип реактора
	Водо-водяные		Канальные водо-графи- товые		На быстрых нейтронах
					БН-350 БН-600
Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность, МВт
Давление в корпусе реактора, МПа
Давление в барабанах-сепараторах или в парогенераторах, МПа
Расход воды, циркулирующей в реакторе, м3/ч
Кампания реактора, ч
Размер активной зоны, м: диаметр высота					1,5 2,05 1,0 0,75
Топливные кассеты: число кассет число твэлов в кассете

Атомные электростанции, где установлены реакторы: ВВЭР-440 - Ровенская и др.; ВВЭР-1000 - Запорожская, Балаковская, Нововоронежская, Калининская, Южно-Украинская и др.; РБМК-1000 - Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская и др.; РБМК-1500 - Игналинская; БН-350 - Шевченковская; БН-600 - Белоярская.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) - реактор корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель - вода под давлением. Рабочее тело на АЭС с реакторами ВВЭР - водяной пар.
Реактор большой мощности кипящий (РБМК) - это канальный реактор, замедлителем в котором служит графит, а теплоносителем - вода и пароводяная смесь.
У реакторов на быстрых нейтронах теплоносителем первого и второго контуров является натрий, тем самым исключается возможность контакта радиоактивного металла с водой. На рис. 2 приведена принципиальная технологическая схема АЭС с ВВЭР. Тепловая энергия из активной зоны реактора 5 в парогенератор 1 переносится водой, циркулирующей под давлением, созданным ГЦН 2. Реактор ВВЭР-1 000 имеет четыре главных циркуляционных контура (на рис. 2 условно показан один контур) и столько же ГЦН.


Рис. 2. Упрощенная технологическая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором:
1 - парогенератор; 2 - главный циркуляционный насос (ГЦН); 3 - компенсатор объема; 4 - гидроаккумулятор системы аварийного охлаждения; 5 - реактор; 6 - установка спецводоочистки; 7 - насос нормальней подпитки и борного регулирования; 8 - теплообменник и насос охлаждения бассейна выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов); 9 - баки аварийного запаса борного раствора системы САОЗ нормальной и повышенной концентрации; 10 - теплообменник расхолаживания реактора; 11 - спринклерные насосы; 12 - насосы аварийного расхолаживания низкого и высокого давления; 13, 15 - аварийный и рабочий насосы подкачки борного концентрата; 14 - бак борного концентрата; 16 - паровая турбина; 17 - сепаратор-пароперегреватель; 18 - быстродействующие редукционные установки (БРУ) сброса пара; 19 - генератор; 20 - маслоохладитель; 21, 22 - газоохладитель и его насос; 23 - насос технической воды; 24 - циркуляционный насос турбины; 25 - конденсатор; 26, 28 - конденсатные насосы первой и второй ступеней; 27- конденсатоочистка; 29 - подогреватель низкого давления; 30 - питательный турбонасос; 31 - пескорезервный питательный электронасос; 32 - насос расхолаживания; 33 - деаэратор; 34 - подогреватель высокого давления; 35 - бак запаса питательной воды; 36 - аварийный питательный насос; 37 - насосы слива теплоносителя I контура

Для поддержания определенного давления пара над уровнем воды в реакторном контуре установлен паровой компенсатор объема 3 с электронагревом, который обеспечивает испарение воды в компенсаторе объема.
Безопасность АЭС обеспечивают системы нормальной эксплуатации, локализующие системы и система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Локализующая система и САОЗ должны обеспечить нераспространение радиоактивности вне герметичных помещений АЭС при всех нормальных и аварийных режимах. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами. Одна из таких систем состоит из баков аварийного запаса борного раствора 9, теплообменника расхолаживания 10, спринклерного насоса 11, насосов аварийного расхолаживания низкого и высокого давления 12. В случае разгерметизации реакторного контура и небольшой течи включаются насосы 12, подающие борированный раствор в контур. При максимальной проектной аварии (МПА) - разрыве главного циркуляцонного контура и падении давления в реакторе в объем над активной зоной и под нее подается вода из гидроаккумулирующих емкостей 4. Это должно предотвратить закипание воды в реакторе. Одновременно борированная вода подается в спринклерные установки и в реакторный контур. В струях воды спринклерной установки пар конденсируется и предотвращается повышение давления в герметичной оболочке. Стекающая в приямки вода охлаждается в теплообменниках 10 и вторично закачивается в контур и в спринклерные установки до полного охлаждения реактора.
Подпитка первого контура при нормальном режиме осуществляется насосами 7 из деаэратора первого контура. При малых расходах борсодержащая вода подается насосами 13 и 15.
Для охлаждения воды в бассейне перегрузки и выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов) имеется теплообменник и насос 8. Насосы 37 необходимы для обеспечения циркуляции охлаждающей жидкости через теплообменник и спецводоочистку.
При помощи системы управления и защиты реактора (СУЗ) осуществляется пуск и останов реактора, вывод и автоматическое поддержание мощности и выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны. Управление и защита реактора осуществляются перемещением в активной зоне реактора поглотителей нейтронов при помощи органов управления.
Технологическая схема второго нерадиоактивного контура АЭС во многом аналогична схеме КЭС.
Конструктивно реакторное отделение с реактором ВВЭР-1000 состоит из герметичной части - оболочки и негерметичной - обстройки. В герметичной части расположено основное оборудование: реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор объема, главные циркуляционные трубопроводы, емкости САОЗ и др. Для обеспечения необходимой степени безопасности оборудование и коммуникации с радиоактивным теплоносителем высокого давления, который при разуплотнении контура дает выход радиоактивных осколков деления наружу, заключены в герметичную оболочку. Оболочка задерживает радиоактивные продукты аварии внутри помещения без ухудшения сверхдопустимого предела радиационной обстановки снаружи оболочки реактора.
В основу компоновки энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 положен принцип модульной компоновки, т.е. в каждом энергоблоке предусмотрены все системы, обеспечивающие радиационную и ядерную безопасность энергоблока, а также аварийный останов, расхолаживание, отвод остаточных тепловыделений и комплекс послеаварийных мероприятий, независимо от режима работы остальных энергоблоков. Общестанционные системы, необходимые для обеспечения работы энергоблоков в режимах нормальной эксплуатации, выделены в отдельные сооружения АЭС.
Герметичная часть имеет цилиндрическую форму и состоит из двух объемов - верхнего и нижнего, которые соединены по воздуху. Верхняя часть перекрыта сферическим куполом. В верхней части оболочки установлено оборудование реакторной установки, системы очистки теплоносителя первого контура, транспортно-технологическое оборудование и вентиляционные системы.
Нижняя цилиндрическая часть оболочки соосна с верхним цилиндром и опирается на фундаментную плиту реакторного отделения. В этой части смонтированы вентиляционные камеры трубопроводов системы аварийного расхолаживания реактора, системы охлаждения шахты реактора и др.
Негерметичная часть реакторного отделения в плане имеет форму квадрата, который охватывает окружность оболочки. В помещениях смонтированы блочные технологические системы, которые по выполняемому функциональному назначению технологических процессов должны располагаться в зоне строгого режима. Реакторное отделение является зоной строгого режима. В помещениях реакторного отделения возможно воздействие на персонал внешнего 0-„ и-, 7-излучений, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных конструкций и оборудования радионуклидами или радиоактивными веществами.
На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 к помещениям зоны свободного режима относятся: машинный зал, где установлена турбина К-1030- 60/1500 или К-1000-60/1500 и турбогенератор ТВВ-1000-4УЗ, приточный 42 вентиляционный центр, блочные щиты управления и другое оборудование, т.е. помещения, в которых персонал не занят непосредственно на работах с источниками ионизирующих излучений. В зоне свободного режима практически исключается воздействие на персонал ионизирующего излучения.
При оценке уровня радиации в помещениях АЭС основным фактором радиационного воздействия является поток ионизирующих излучений, проникающих за биологическую защиту, в основном поток 7-излучения. Во всех зонах АЭС системы вентиляции обеспечивают допустимые концентрации радиоактивных веществ во вдыхаемом воздухе.

Атомная энергетика - одна из самых развивающихся областей промышленности, что продиктовано постоянным ростом потребляемой электроэнергии. Очень многие страны имеют свои источники выработки энергии при помощи «мирного атом».

Карта атомных электростанции России (РФ)

Россия входит в это число. История АЭС России начинается с далекого 1948 года, когда изобретатель советской атомной бомбы И.В. Курчатов инициировал проектирование первой атомной электростанции на территории тогда еще Советского Союза. Атомные станции России берут свое начало с постройки Обнинской АЭС, которая стала не только первой в России, но первой в мире атомной станцией.

Россия уникальная страна, которая обладает технологией полного цикла атомной энергетики, что подразумевает под собой все этапы, от добычи руды до конечного получения электроэнергии. При этом благодаря своим большим территориям, Россия обладает достаточным запасом урана, как в виде земных недр, так и в виде оружейного оснащения.

На настоящий момент ядерные электростанции в России включают в себя 10 действующих объектов, которые обеспечивают мощность в 27 ГВт (ГигаВатт), что составляет примерно 18% в энергетическом балансе стране. Современное развитие технологии позволяет сделать атомные электростанции России безопасными для окружающей среды объектами, несмотря на то, что использование атомной энергии является наиболее опасным производством с точки зрения промышленной безопасности.

Карта ядерных электростанции (АЭС) России включает в себя не только действующие станции, но также строящиеся, которых насчитывается порядка 10 штук. При этом к строящимся относятся не только полноценные атомные станции, но также перспективные разработки в виде создания плавучей атомной станции, которая отличается мобильностью.

Список атомных электростанций России имеет следующий вид:

Современное состояние атомной энергетики России позволяет говорить о наличии большого потенциала, который в обозримом будущем может реализоваться в создании и проектировании реакторов нового типа, позволяющих вырабатывать большие объемы энергии при меньших затратах.

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.

Принцип работы атомной электростанции и электростанций, сжигающих обычное топливо (уголь, газ, мазут, торф)одинаков: за счет выделяющегося тепла вода преобразуется в пар, который под давлением подается на турбину и вращает ее. Турбина, в свою очередь, передает вращение на генератор электрического тока, который преобразует механическую энергию вращения в электрическую энергию, то есть генерирует ток. В случае тепловых электростанций преобразование воды в пар происходит за счет энергии сгорания угля, газа и т. п., в случае АЭС - за счет энергии деления ядра урана-235.

Для преобразования энергии деления ядра в энергию водяного пара используются установки различных типов, которые получили название ядерных энергетических реакторов (установок). Уран обычно используется в виде диоксида - U0 2 .

Оксид урана в составе специальных конструкций помещают в замедлитель - вещество, при взаимодействии с которым нейтроны быстро теряют энергию (замедляются). Для этих целей используется вода или графит - соответственно этому реакторы называют водными или графитовыми.

Для переноса энергии (другим словом - тепла) от активной зоны к турбине используют теплоноситель - воду, жидкий металл (например, натрий) или газ (например, воздух или гелий). Теплоноситель омывает снаружи разогретые герметичные конструкции, внутри которых происходит реакция деления. В результате этого теплоноситель нагревается и, перемещаясь по специальным трубам, переносит энергию (в виде собственного тепла). Нагретый теплоноситель используется для создания пара, который под высоким давлением подается на турбину.

Рис.Ж.1. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор, 2 – циркуляционный насос, 3 – теплообменник, 4 – турбина, 5 – генератор электрического тока

В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.

В российской (в советской) атомной энергетике получили распространение два типа реакторов: так называемые Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) и Водо-Водяной Энергетический Реактор (ВВЭР). На примере РБКМ рассмотрим принцип работы АЭС чуть более подробно.

РБМК

РБМК является источником электроэнергии мощностью 1000 МВт, что отражает запись РБМК-1000. Реактор размещается в железобетонной шахте на специальной опорной конструкции. Вокруг него, сверху и снизу расположена биологическая защита (защита от ионизирующего излучения). Активную зону реактора заполняет графитовая кладка (то есть определенным образом сложенные блоки графита размером 25x25x50 см) цилиндрической формы. По всей высоте сделаны вертикальные отверстия (рис. Ж.2.). В них помещают металлические трубы, называемые каналами (отсюда название «канальный»). В каналы устанавливают либо конструкции с топливом (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент), либо стержни для управления реактором. Первые называются топливными каналами, вторые - каналами управления и защиты. Каждый канал является самостоятельной герметичной конструкцией.Управление реактором осуществляется погружением в канал стержней, поглощающих нейтроны (для этой цели используются такие материалы, как кадмий, бор, европий). Чем глубже такой стержень входит в активную зону, тем больше нейтронов поглощается, следовательно, число делящихся ядер уменьшается, энерговыделение падает. Совокупность соответствующих механизмов называется системой управления и защиты (СУЗ).

Рис.Ж.2. Схема РБМК.

К каждому топливному каналу снизу подводится вода, которая подается в реактор специальным мощным насосом, - он называется главный циркуляционный насос (ГЦН). Омывая ТВС, вода вскипает, и на выходе из канала образуется пароводяная смесь. Она поступает в барабан-сепаратор (БС) - аппарат, позволяющий отделить (сепарировать) сухой пар от воды. Отделенная вода направляется главным циркуляционным насосом обратно в реактор, замыкая тем самым контур «реактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реактор». Он называется контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.

Количество оксида урана, необходимого для работы РБМК, составляет около 200 тонн (при их использовании выделяется такая же энергия, как при сжигании порядка 5 миллионов тонн угля). Топливо «работает» в реакторе 3-5 лет.

Теплоноситель находится в замкнутом контуре, изолированном от внешней среды, исключая сколь-либо значимое радиационное загрязнение. Это подтверждается исследованиями радиационной обстановки вокруг АЭС как самими службами станций, так и контролирующими органами, экологами, международными организациями

Охлаждающая вода поступает из водоема около станции. При этом забираемая вода имеет естественную температуру, а поступающая обратно в водоем - примерно на 10°С выше. Существуют строгие нормативы по температуре нагрева, которые дополнительно ужесточаются с учетом местных экосистем, но так называемое «тепловое загрязнение» водоема является, вероятно, самым значимым экологическим ущербом от атомных электростанций. Этот недостаток не является принципиальным и непреодолимым. Чтобы избежать его, наряду с водоемами-охладителями (или вместо них) используются градирни. Они представляют собой огромные сооружения в виде конических труб большого диаметра. Охлаждающая вода, после нагрева в конденсаторе, подается в многочисленные трубки, расположенные внутри градирни. Эти трубки имеют небольшие отверстия, через которые вода вытекает, образуя внутри градирни «гигантский душ». Падающая вода охлаждается за счет атмосферного воздуха и собирается под градирней в бассейне, откуда забирается для охлаждения конденсатора. Над градирней в результате испарения воды образуется белое облако.

Радиоактивные выбросы АЭС на 1-2 порядка ниже предельно допустимых (то есть приемлемо безопасных) значений, а концентрация радионуклидов в районах расположения АЭС в миллионы раз меньше ПДК и в десятки тысяч раз меньше природного уровня радиоактивности.

Радионуклиды, поступающие в ОС при работе АЭС, представляют собой в основном продукты деления. Основную часть из них составляют инертные радиоактивные газы (ИРГ), которые имеют малые периоды полураспада и потому не оказывают ощутимого воздействия на окружающую среду (они распадаются раньше, чем успевают воздействовать). Кроме продуктов деления некоторую часть выбросов составляют продукты активации (радионуклиды, образовавшиеся из стабильных атомов под действием нейтронов). Значимыми с точки зрения радиационного воздействия являются долгоживущие радионуклиды (ДЖН, основные дозообразующие радионуклиды - цезий-137, стронций-90, хром-51, марганец-54, кобальт-60) и радиоизотопы йода (в основном йод-131). При этом их доля в выбросах АЭС крайне незначительна и составляет тысячные доли процента.

По итогам 1999 года выбросы радионуклидов на АЭС по инертным радиоактивным газам не превышали 2,8% допустимых значений для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН. По долгоживущим радионуклидам выбросы не превышали 1,5% допустимых выбросов для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН, по йоду-131, соответственно, 1,6% и 0,4%.

Важным аргументом в пользу ядерной энергетики является компактность топлива. Округленные оценки таковы: из 1 кг дров можно произвести 1 кВт-ч электроэнергии, из 1 кг угля - 3 кВт-ч, из 1 кг нефти - 4 кВт-ч, из 1 кг ядерного топлива (низкообогащенного урана) -300 000 кВт-ч.

Атомный энергоблок мощностью 1 ГВт потребляет примерно 30 тонн низкообогащенного урана в год (то есть примерно один вагон в год). Для обеспечения года работы такой же по мощности угольной электростанции необходимо около 3 миллионов тонн угля (то есть около пяти железнодорожных составов в день ).

Выбросы долгоживущих радионуклидов угольной или мазутной электростанций в среднем в 20-50 (а по некоторым оценкам в 100) раз выше, чем АЭС такой же мощности.

Уголь идругие ископаемые виды топлива содержат калий-40, уран-238, торий-232, удельная активность каждого из которых составляет от нескольких единиц до нескольких сотен Бк/кг (и, соответственно, такие члены их радиоактивных рядов, как радий-226, радий-228, свинец-210, полоний-210, радон-222 и другие радионуклиды). Изолированные от биосферы в толще земной породы, при сжигании угля, нефти и газа они освобождаются и выбрасываются в атмосферу. Причем это в основном наиболее опасные с точки зрения внутреннего облучения альфа-активные нуклиды. И хоть природная радиоактивность угля, как правило, относительно невысока, количество сжигаемого топлива на единицу произведенной энергии колоссально.

В результате дозы облучения населения, проживающего вблизи угольной электростанции (при степени очистки дымовых выбросов на уровне 98-99%) больше , чем дозы облучения населения вблизи АЭС в 3-5 раз .

Кроме выбросов в атмосферу необходимо учитывать, что в местах концентрирования отходов угольных станций наблюдается значительное повышение радиационного фона, которое может приводить к дозам, превышающим, предельно допустимые. Часть естественной активности угля концентрируется в золе, которая на электростанциях накапливается в огромных количествах. При этом в пробах золы Канско-Ачинского месторождения отмечаются уровни более 400 Бк/кг. Радиоактивность летучей золы донбасского каменного угля превышает 1000 Бк/кг. И эти отходы никак не изолированы от окружающей среды. Производство ГВт-года электроэнергии за счет сжигания угля приводит к попаданию в окружающую среду сотен ГБк активности (в основном альфа).

Такие понятия, как «радиационное качество нефти и газа», стали привлекать серьезное внимание сравнительно недавно, тогда как содержание природных радионуклидов в них (радия, тория и других) могут достигать значительных величин. Например, объемная активность радона-222 в природном газе в среднем от 300 до 20 000 Бк/м 3 при максимальных значениях до 30 000-50 000. И таких кубометров Россия добывает в год почти 600 миллиардов.

Следует все же отметить, что радиоактивные выбросы как АЭС, так и ТЭС, не приводят к заметным последствиям для здоровья населения. Даже для угольных станций - это третьестепенный экологический фактор, который по значимости существенно ниже других: химических и аэрозольных выбросов, отходов и проч.

ПРИЛОЖЕНИЕ З