А́ТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТА́НЦИЯ

А́ТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТА́НЦИЯ (АЭС), элек­тро­стан­ция, на ко­то­рой для по­лу­че­ния элек­тро­энер­гии ис­поль­зу­ет­ся те­п­ло­та, вы­де­ляю­щая­ся в ядер­ном ре­ак­то­ре в ре­зуль­та­те кон­тро­ли­руе­мой цеп­ной ре­ак­ции де­ле­ния ядер тя­жё­лых эле­мен­тов (в осн. $\ce{^{233}U, ^{235}U, ^{239}Pu}$). Те­п­ло­та, об­ра­зую­щая­ся в ак­тив­ной зо­не

ядер­но­го ре­ак­то­ра, пе­ре­да­ёт­ся (не­по­сред­ст­вен­но ли­бо че­рез про­ме­жу­точ­ный те­п­ло­но­си­тель

 >>

) ра­бо­че­му те­лу (пре­им. во­дя­но­му па­ру), ко­то­рое при­во­дит в дей­ст­вие па­ро­вые тур­би­ны с тур­бо­ге­не­ра­то­ра­ми.

АЭC в прин­ци­пе яв­ля­ет­ся ана­ло­гом обыч­ной те­п­ло­вой элек­тро­стан­ции

(ТЭС), в ко­то­рой вме­сто топ­ки па­ро­во­го кот­ла ис­поль­зу­ет­ся ядер­ный ре­ак­тор. Од­на­ко при сход­ст­ве прин­ци­пи­аль­ных тер­мо­ди­на­мич. схем ядерных и те­п­ло­вых энер­го­ус­та­но­вок ме­ж­ду ни­ми есть и су­ще­ст­вен­ные раз­ли­чия. Ос­нов­ны­ми из них яв­ля­ют­ся эко­ло­гич. и эко­но­мич. пре­иму­ще­ст­ва АЭС пе­ред ТЭС: АЭС не ну­ж­да­ют­ся в ки­сло­ро­де для сжи­га­ния то­п­ли­ва; они прак­ти­че­ски не за­гряз­ня­ют ок­ру­жаю­щую сре­ду сер­ни­сты­ми и др. га­за­ми; ядер­ное то­п­ли­во име­ет зна­чи­тель­но бо­лее вы­со­кую те­п­ло­твор­ную спо­соб­ность (при де­ле­нии 1 г изо­то­пов U или Pu вы­сво­бо­ж­да­ет­ся 22500 кВт·ч, что эк­ви­ва­лент­но энер­гии, со­дер­жа­щей­ся в 3000 кг ка­мен­но­го уг­ля), что рез­ко со­кра­ща­ет его объ­ё­мы и рас­хо­ды на транс­пор­ти­ров­ку и об­ра­ще­ние; ми­ро­вые энер­ге­тич. ре­сур­сы ядер­но­го то­п­ли­ва су­ще­ст­вен­но пре­вы­ша­ют при­род­ные за­па­сы уг­ле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва. Кро­ме то­го, при­ме­не­ние в ка­че­ст­ве ис­точ­ни­ка энер­гии ядер­ных ре­ак­то­ров (лю­бо­го ти­па) тре­бу­ет из­ме­не­ния те­п­ло­вых схем, при­ня­тых на обыч­ных ТЭС, и вве­де­ния в струк­ту­ру АЭС но­вых эле­мен­тов, напр. био­ло­гич. за­щи­ты (см. Ра­диа­ци­он­ная безо­пас­ность

 >>

), сис­те­мы пе­ре­груз­ки от­ра­бо­тан­но­го то­п­ли­ва, бас­сей­на вы­держ­ки то­п­ли­ва и др. Пе­ре­да­ча те­п­ло­вой энер­гии от ядер­но­го ре­ак­то­ра к па­ро­вым тур­би­нам осу­ще­ст­в­ля­ет­ся по­сред­ст­вом те­п­ло­но­си­те­ля, цир­ку­ли­рую­ще­го по гер­ме­тич­ным тру­бо­про­во­дам, в со­че­та­нии с цир­ку­ля­ци­он­ны­ми на­со­са­ми, об­ра­зую­щи­ми т. н. ре­ак­тор­ный кон­тур или пет­лю. В ка­че­ст­ве те­п­ло­но­си­те­лей при­ме­ня­ют обыч­ную и тя­жё­лую во­ду, во­дя­ной пар, жид­кие ме­тал­лы, ор­га­нич. жид­ко­сти, не­ко­то­рые га­зы (напр., ге­лий, уг­ле­кис­лый газ). Кон­ту­ры, по ко­то­рым цир­ку­ли­ру­ет те­п­ло­но­си­тель, все­гда замк­ну­ты во из­бе­жа­ние утеч­ки ра­дио­ак­тив­но­сти, их чис­ло оп­ре­де­ля­ет­ся в осн. ти­пом ядер­но­го ре­ак­то­ра, а так­же свой­ст­ва­ми ра­бо­че­го те­ла и те­п­ло­но­си­те­ля.

На АЭС с од­но­кон­тур­ной схе­мой (рис., а) те­п­ло­но­си­тель яв­ля­ет­ся так­же и ра­бо­чим те­лом, весь кон­тур ра­дио­ак­ти­вен и по­то­му ок­ру­жён био­ло­гич. за­щи­той. При ис­поль­зо­ва­нии в ка­че­ст­ве те­п­ло­но­си­те­ля инерт­но­го га­за, напр. ге­лия, ко­то­рый не ак­ти­ви­ру­ет­ся в ней­трон­ном по­ле ак­тив­ной зо­ны, био­ло­гич. за­щи­та не­об­хо­ди­ма толь­ко во­круг ядер­но­го ре­ак­то­ра, по­сколь­ку те­п­ло­но­си­тель не ра­дио­ак­ти­вен. Те­п­ло­но­си­тель – ра­бо­чее те­ло, на­гре­ва­ясь в ак­тив­ной зо­не ре­ак­то­ра, за­тем по­сту­па­ет в тур­би­ну, где его те­п­ло­вая энер­гия пре­об­ра­зу­ет­ся в ме­ха­ни­че­скую и да­лее в элек­тро­ге­не­ра­то­ре – в элек­три­че­скую. Наи­бо­лее рас­про­стра­не­ны од­но­кон­тур­ные АЭС с ядер­ны­ми ре­ак­то­ра­ми, в ко­то­рых те­п­ло­но­си­те­лем и за­мед­ли­те­лем ней­тро­нов

слу­жит во­да. Ра­бо­чее те­ло об­ра­зу­ет­ся не­по­сред­ст­вен­но в ак­тив­ной зо­не при на­гре­ва­нии те­п­ло­но­си­те­ля до ки­пе­ния. Та­кие ре­ак­то­ры на­зы­ва­ют ки­пя­щи­ми, в ми­ро­вой ядер­ной энер­ге­ти­ке они обо­зна­ча­ют­ся как BWR (Boiling Water Reactor). В Рос­сии по­лу­чи­ли рас­про­стра­не­ние ки­пя­щие ре­ак­то­ры с во­дя­ным те­п­ло­но­си­те­лем и гра­фи­то­вым за­мед­ли­те­лем – РБМК (ре­ак­тор боль­шой мощ­но­сти ка­наль­ный). Пер­спек­тив­ным счи­та­ет­ся ис­поль­зо­ва­ние на АЭС вы­со­ко­тем­пе­ра­тур­ных га­зо­ох­ла­ж­дае­мых ре­ак­то­ров (с ге­лие­вым те­п­ло­но­си­те­лем) – ВТГР (HTGR). Кпд од­но­кон­тур­ных АЭС, ра­бо­таю­щих в за­кры­том га­зо­тур­бин­ном цик­ле, мо­жет пре­вы­шать 45–50%.

При двух­кон­тур­ной схе­ме (рис., б) на­гре­тый в ак­тив­ной зо­не те­п­ло­но­си­тель пер­во­го кон­ту­ра пе­ре­да­ёт в па­ро­ге­не­ра­то­ре (те­п­ло­об­мен­ни­ке) те­п­ло­вую энер­гию ра­бо­че­му те­лу во вто­ром кон­ту­ре, по­сле че­го цир­ку­ля­ци­он­ным на­со­сом воз­вра­ща­ет­ся в ак­тив­ную зо­ну. Пер­вич­ным те­п­ло­но­си­те­лем мо­жет быть во­да, жид­кий ме­талл или газ, а ра­бо­чим те­лом во­да, пре­вра­щаю­щая­ся в во­дя­ной пар в па­ро­ге­не­ра­то­ре. Пер­вый кон­тур ра­дио­ак­ти­вен и ок­ру­жа­ет­ся био­ло­гич. за­щи­той (кро­ме тех слу­ча­ев, ко­гда в ка­че­ст­ве те­п­ло­но­си­те­ля ис­поль­зу­ет­ся инерт­ный газ). Вто­рой кон­тур обыч­но ра­диа­ци­он­но безо­па­сен, по­сколь­ку ра­бо­чее те­ло и те­п­ло­но­си­тель пер­во­го кон­ту­ра не со­при­ка­са­ют­ся. Наи­боль­шее рас­про­стра­не­ние по­лу­чи­ли двух­кон­тур­ные АЭС с ре­ак­то­ра­ми, в ко­то­рых пер­вич­ным теп­ло­но­си­те­лем и за­мед­ли­те­лем слу­жит во­да, а ра­бо­чим те­лом – во­дя­ной пар. Этот тип ре­ак­то­ров обо­зна­ча­ют как ВВЭР – во­до-во­дя­ной энер­ге­тич. ре­ак­тор (PWR – Power Wa­ter Re­ac­tor). Кпд АЭС с ВВЭР дос­ти­га­ет 40%. По тер­мо­ди­на­мич. эф­фек­тив­но­сти та­кие АЭС уступают од­но­кон­тур­ным АЭС с ВТГР, ес­ли темп-ра га­зо­во­го те­п­ло­но­си­те­ля на вы­хо­де из ак­тив­ной зо­ны пре­вы­ша­ет 700 °С.

Трёх­кон­тур­ные те­п­ло­вые схе­мы (рис., в) при­ме­ня­ют лишь в тех слу­ча­ях, ко­гда не­об­хо­ди­мо пол­но­стью ис­клю­чить кон­такт те­п­ло­но­си­те­ля пер­во­го (ра­дио­ак­тив­но­го) кон­ту­ра с ра­бо­чим те­лом; напр., при ох­ла­ж­де­нии ак­тив­ной зо­ны жид­ким на­три­ем его кон­такт с ра­бо­чим те­лом (во­дя­ным па­ром) мо­жет при­вес­ти к круп­ной ава­рии. Жид­кий на­трий как те­п­ло­но­си­тель при­ме­ня­ют толь­ко в ядер­ных ре­ак­то­рах на бы­ст­рых ней­тро­нах (FBR – Fast Bree­der Re­ac­tor). Осо­бен­ность АЭС с ре­ак­то­ром на бы­ст­рых ней­тро­нах со­сто­ит в том, что од­но­вре­мен­но с вы­ра­бот­кой элек­трич. и те­п­ло­вой энер­гии они вос­про­из­во­дят де­ля­щие­ся изо­то­пы, при­год­ные для ис­поль­зо­ва­ния в те­п­ло­вых ядер­ных ре­ак­то­рах (см. Ре­ак­тор-раз­мно­жи­тель

).

Тур­би­ны АЭС обыч­но ра­бо­та­ют на на­сы­щен­ном или сла­бо­пе­ре­гре­том па­ре. При ис­поль­зо­ва­нии тур­бин, ра­бо­таю­щих на пе­ре­гре­том па­ре, на­сы­щен­ный пар для по­вы­ше­ния темп-ры и дав­ле­ния про­пус­ка­ют че­рез ак­тив­ную зо­ну ре­ак­то­ра (по осо­бым ка­на­лам) ли­бо че­рез спе­ци­аль­ный те­п­ло­об­мен­ник – па­ро­пе­ре­гре­ва­тель, ра­бо­таю­щий на уг­ле­во­до­род­ном то­п­ли­ве. Тер­мо­ди­на­мич. эф­фек­тив­ность цик­ла АЭС тем вы­ше, чем вы­ше па­ра­мет­ры те­п­ло­но­си­те­ля, ра­бо­че­го те­ла, ко­то­рые оп­ре­де­ля­ют­ся тех­но­ло­гич. воз­мож­но­стя­ми и свой­ст­ва­ми кон­ст­рукц. ма­те­риа­лов, при­ме­няе­мых в кон­ту­рах ох­ла­ж­де­ния АЭС.

На АЭС боль­шое вни­ма­ние уде­ля­ют очи­ст­ке те­п­ло­но­си­те­ля, по­сколь­ку имею­щие­ся в нём ес­теств. при­ме­си, а так­же про­дук­ты кор­ро­зии, на­ка­п­ли­ваю­щие­ся в про­цес­се экс­плуа­та­ции обо­ру­до­ва­ния и тру­бо­про­во­дов, яв­ля­ют­ся ис­точ­ни­ка­ми ра­дио­ак­тив­но­сти. Сте­пень чис­то­ты те­п­ло­но­си­те­ля во мно­гом оп­ре­де­ля­ет уро­вень ра­ди­ац. об­ста­нов­ки в по­ме­ще­ни­ях АЭС.

АЭС прак­ти­че­ски все­гда стро­ят вбли­зи по­тре­би­те­лей энер­гии, т. к. рас­хо­ды на транс­пор­ти­ров­ку ядер­но­го то­п­ли­ва на АЭС, в от­ли­чие от уг­ле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва для ТЭС, ма­ло влия­ют на се­бе­стои­мость вы­ра­ба­ты­вае­мой энер­гии (обыч­но ядер­ное то­п­ли­во в энер­ге­тич. ре­ак­то­рах за­ме­ня­ют на но­вое один раз в неск. лет), а пе­ре­да­ча как элек­трич., так и те­п­ло­вой энер­гии на боль­шие рас­стоя­ния за­мет­но по­вы­ша­ет их стои­мость. АЭС со­ору­жа­ют с под­вет­рен­ной сто­ро­ны от­но­си­тель­но бли­жай­ше­го на­се­лён­но­го пунк­та, во­круг неё соз­да­ют са­ни­тар­но-за­щит­ную зо­ну и зо­ну на­блю­де­ния, где про­жи­ва­ние на­се­ле­ния не­до­пус­ти­мо. В зо­не на­блю­де­ния раз­ме­ща­ют кон­троль­но-из­ме­ри­тель­ную ап­па­ра­ту­ру для по­сто­ян­но­го мо­ни­то­рин­га ок­ру­жаю­щей сре­ды.

АЭС – ос­но­ва ядер­ной энер­ге­ти­ки

. Глав­ное их на­зна­че­ние – про­из-во элек­тро­энер­гии (АЭС кон­ден­са­ци­он­но­го ти­па) или ком­би­нир. про­из-во элек­тро­энер­гии и те­п­ла (атом­ные те­п­ло­элек­тро­цен­тра­ли – АТЭЦ). На АТЭЦ часть от­ра­бо­тав­ше­го в тур­би­нах па­ра от­во­дит­ся в т. н. се­те­вые те­п­ло­об­мен­ни­ки для на­гре­ва­ния во­ды, цир­ку­ли­рую­щей в замк­ну­тых се­тях те­п­ло­снаб­же­ния. В отд. слу­ча­ях те­п­ло­вая энер­гия ядер­ных ре­ак­то­ров мо­жет ис­поль­зо­вать­ся толь­ко для нужд те­п­ло­фи­ка­ции (атом­ные стан­ции те­п­ло­снаб­же­ния – АСТ). В этом слу­чае на­гре­тая во­да из те­п­ло­об­мен­ни­ков пер­во­го-вто­ро­го кон­ту­ров по­сту­па­ет в се­те­вой те­п­ло­об­мен­ник, где от­да­ёт те­п­ло се­те­вой во­де и за­тем воз­вра­ща­ет­ся в кон­тур.

Од­но из пре­иму­ществ АЭС по срав­не­нию с обыч­ны­ми ТЭС – их вы­со­кая эко­ло­гич­ность, со­хра­няю­щая­ся при ква­ли­фи­цир. экс­плуа­та­ции ядер­ных ре­ак­то­ров. Су­ще­ст­вую­щие барь­е­ры ра­ди­ац. безо­пас­но­сти АЭС (обо­лоч­ки твэ­лов, кор­пус ядер­но­го ре­ак­то­ра и т. п.) пред­от­вра­ща­ют за­гряз­не­ние те­п­ло­но­си­те­ля ра­дио­ак­тив­ны­ми про­дук­та­ми де­ле­ния. Над ре­ак­тор­ным за­лом АЭС воз­во­дит­ся за­щит­ная обо­лоч­ка (кон­тей­мент) для ис­клю­че­ния по­па­да­ния в ок­ру­жаю­щую сре­ду ра­дио­ак­тив­ных ма­те­риа­лов при са­мой тя­жё­лой ава­рии – раз­гер­ме­ти­за­ции пер­во­го кон­ту­ра, рас­плав­ле­нии ак­тив­ной зо­ны. Под­го­тов­ка пер­со­на­ла АЭС пре­ду­смат­ри­ва­ет обу­че­ние на спец. тре­на­жё­рах (ими­та­то­рах АЭС) для от­ра­бот­ки дей­ст­вий как в штат­ных, так и в ава­рий­ных си­туа­ци­ях. На АЭС име­ется ряд служб, обес­пе­чи­ваю­щих нор­маль­ное функ­цио­ни­ро­ва­ние стан­ции, безо­пас­ность её пер­со­на­ла (напр., до­зи­мет­рич. кон­троль, обес­пе­че­ние са­ни­тар­но-ги­гие­нич. тре­бо­ва­ний и др.). На тер­ри­то­рии АЭС соз­да­ют врем. хра­ни­ли­ща для све­же­го и от­ра­бо­тан­но­го ядер­но­го то­п­ли­ва, для жид­ких и твёр­дых ра­дио­ак­тив­ных от­хо­дов, по­яв­ляю­щих­ся при её экс­плуа­та­ции. Всё это при­во­дит к то­му, что стои­мость ус­та­нов­лен­но­го ки­ло­ват­та мощ­но­сти на АЭС бо­лее чем на 30% пре­вы­ша­ет стои­мость ки­ло­ват­та на ТЭС. Од­на­ко стои­мость от­пус­кае­мой по­тре­би­те­лю энер­гии, вы­ра­бо­тан­ной на АЭС, ни­же, чем на ТЭС, из-за очень ма­лой до­ли в этой стои­мо­сти то­п­лив­ной со­став­ляю­щей. Вслед­ст­вие вы­со­кой эко­но­мич­но­сти и осо­бен­но­стей ре­гу­ли­ро­ва­ния мощ­но­сти АЭС обыч­но ис­поль­зу­ют в ба­зо­вых ре­жи­мах, при этом ко­эф. ис­поль­зо­ва­ния ус­та­нов­лен­ной мощ­но­сти АЭС мо­жет пре­вы­шать 80%. По ме­ре уве­ли­че­ния до­ли АЭС в об­щем энер­ге­тич. ба­лан­се ре­гио­на они мо­гут ра­бо­тать и в ма­нёв­рен­ном ре­жи­ме (для по­кры­тия не­рав­но­мер­но­стей на­груз­ки в ме­ст­ной энер­го­сис­те­ме). Спо­соб­ность АЭС ра­бо­тать дли­тель­ное вре­мя без сме­ны то­п­ли­ва по­зво­ля­ет ис­поль­зо­вать их в уда­лён­ных ре­гио­нах. Раз­ра­бо­та­ны АЭС, ком­по­нов­ка обо­ру­до­ва­ния ко­то­рых ос­но­ва­на на прин­ци­пах, реа­ли­зуе­мых в су­до­вых ядер­ных энер­ге­тич. ус­та­нов­ках (см. Ато­мо­ход

). Та­кие АЭС мож­но раз­мес­тить, напр., на бар­же. Пер­спек­тив­ны АЭС с ВТГР, вы­ра­ба­ты­ваю­щие те­п­ло­вую энер­гию для осу­ще­ст­в­ле­ния тех­но­ло­гич. про­цес­сов в ме­тал­лур­гич., хи­мич. и неф­тяном про­из­вод­ст­вах, при га­зи­фи­ка­ции уг­ля и слан­цев, в про­из-ве син­те­тич. угле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва. Срок экс­плуа­та­ции АЭС 25–30 лет. Вы­вод АЭС из экс­плуа­та­ции, де­мон­таж ре­ак­то­ра и ре­куль­ти­ва­ция её пло­щад­ки до со­стоя­ния «зе­лё­ной лу­жай­ки» – слож­ное и до­ро­го­стоя­щее ор­га­ни­за­ци­он­но-тех­нич. ме­ро­прия­тие, осу­ще­ст­в­ляе­мое по раз­ра­ба­ты­вае­мым в ка­ж­дом кон­крет­ном слу­чае пла­нам.

Пер­вая в ми­ре дей­ст­вую­щая АЭС мощ­но­стью 5000 кВт пу­ще­на в России в 1954 в г. Об­нинск. В 1956 всту­пи­ла в строй АЭС в Кол­дер-Хол­ле в Ве­ли­ко­бри­та­нии (46 МВт), в 1957 – АЭС в Шип­пинг­пор­те в США (60 МВт). В 1976 пу­ще­на пер­вая в ми­ре АТЭЦ – Би­ли­бин­ская (Чу­кот­ский ав­то­ном­ный окр.). Мас­со­вое строи­тель­ст­во круп­ных эко­но­мич­ных АЭС на­ча­лось во 2-й пол. 1960-х гг. Од­на­ко по­сле ава­рии (1986) на Чер­но­быль­ской АЭС при­вле­ка­тель­ность ядер­ной энер­ге­ти­ки за­мет­но сни­зи­лась, а в ря­де стран, имею­щих дос­та­точ­ные соб­ст­вен­ные тра­ди­ци­он­ные то­п­лив­но-энер­ге­тич. ре­сур­сы или дос­туп к ним, строи­тель­ст­во но­вых АЭС фак­ти­че­ски пре­кра­ти­лось (Рос­сия, США, Ве­ли­ко­брита­ния, ФРГ). К нач. 21 в. во всём ми­ре дей­ст­во­ва­ло ок. 440 ядер­ных ре­ак­то­ров сум­мар­ной мощ­но­стью бо­лее 300 ГВт, в т. ч. ок. 110 ре­ак­то­ров – в США, св. 55 – во Фран­ции, 50 – в Япо­нии, 35 – в Ве­ли­кобри­та­нии, 29 – в Рос­сии. Ус­та­нов­ленная мощ­ность круп­ных АЭС дос­ти­га­ет не­сколь­ких тыс. ме­га­ватт; напр., в России – Ле­нин­град­ская (4000 МВт, 1981), Кур­ская (4000 МВт, 1986), Но­во­во­ро­неж­ская (2455 МВт, 1980), Смо­лен­ская (2000 МВт, 1985), Ка­ли­нин­ская (2000 МВт, 1986) атом­ные элек­тро­стан­ции.