Атомная электростанция

АЭС (Nuclear Power Plant, NPP)

Электростанция, в которой атомная энергия преобразуется в электрическую. Работа АЭС основана на контролируемом осуществлении цепной ядерной реакции деления ядер тяжелых элементов с положительным выходом энергии.

Энергия, выделяющаяся в результате реакции деления, выводится из ядерного реактора в виде теплоты. Далее тепловая энергия преобразуется в энергию другого вида, необходимую внешнему потребителю. Комплекс оборудования, обеспечивающий работу ядерного реактора, вывод из реактора тепловой энергии и преобразование ее в энергию другого вида, составляет ядерную энергетическую установку (ЯЭУ). Основной путь получения электроэнергии в ЯЭУ на АЭС – использование электрических генераторов машинного типа с механическим приводом от паровой, реже от газовой турбины.

Тепловая энергия теплоносителя в проточной части паровой турбины при его расширении преобразуется в механическую (кинетическую) энергию потока пара, которая используется для вращения ротора турбины электрогенератора. Отработанный пар за турбиной конденсируется и возвращается в виде питательной воды в реактор (одноконтурная схема) или в парогенератор (двухконтурная схема).

Отличительной особенностью одноконтурной схемы АЭС является то, что отбор теплоты в реакторе и передача ее на турбину происходит с помощью одного и того же теплоносителя – рабочего тела (он может изменять фазовое состояние, например, испаряться при кипении в реакторе и конденсироваться в концевом охладителе). Основное достоинство одноконтурных установок – простота тепловой схемы. Однако теплоноситель на выходе из реактора может иметь большую наведенную активность, а в ряде случаев содержать радиоактивные продукты деления. Поэтому одноконтурные установки нельзя использовать в тех случаях, когда должна быть в принципе исключена возможность радиоактивного загрязнения, в т. ч. и в аварийных ситуациях. С этой точки зрения более благоприятны условия в многоконтурных установках.

Отличительная особенность двухконтурной схемы состоит в том, что реакторный теплоноситель, т. е. жидкость или газ, отводящие тепло из реактора, и рабочее тело турбины (водяной пар или газ) не вступают в непосредственный контакт, а теплота от теплоносителя рабочему телу передается в парогенераторе.

Многоконтурная схема практически исключает контакт радиоактивного теплоносителя с рабочей средой потребителя. Кроме того, в многоконтурной установке теплоносители для первого и последующих контуров могут быть выбраны с различными оптимальными свойствами для работы в реакторе и в паротурбинной установке. Конструкционное оформление многоконтурной ЯЭУ более сложное, чем одноконтурной, поскольку требуется дополнительное оборудование.

Все рассмотренные типы установок включают в себя ядерный реактор – источник энергии, теплообменное оборудование для передачи тепловой энергии от одного теплоносителя к другому или внешнему потребителю, связывающие коммуникации (трубопроводы) и машинное оборудование различного назначения (циркуляторы – машины-орудия для сообщения энергии теплоносителю или рабочему телу и машины-двигатели для преобразования тепловой энергии рабочей среды в механическую).

В настоящее время в ядерной энергетике реализованы различные типы ЯЭУ на АЭС: одноконтурные – например, АЭС с кипящими реакторами типа РБМК и BWR; двухконтурные – например, АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР и PWR; трехконтурные – например, АЭС с жидкометаллическим теплоносителем – АЭС с реакторами на быстрых нейтронах типа БН-600.

Условия работы установок и требования к ним существенно различаются в зависимости от назначения. Так, для АЭС главными требованиями являются безопасность, надежность и высокая экономичность при длительной эксплуатации (расчетный срок службы современных АЭС – до 60 лет).

Первое «ядерное» электричество было генерировано 20 декабря 1951 г. на экспериментальном быстром реакторе EBR-1 в США (ок. 100 кВт), а первая в мире АЭС с выработкой электричества для энергетической сети (5 МВт) начала функционировать в Обнинске Калужской обл. (СССР) 27 июня 1954 г. На Обнинской АЭС работал уранграфитовый канальный ядерный реактор, охлаждаемый водой (с тепловой мощностью 30 МВт). В настоящее время мощность наиболее крупных блоков АЭС в мире составляет 1500–1700 МВт (т. е. тепловая мощность ядерных реакторов на этих блоках превышает 5000 МВт).

Всего в мире на 1 июня 2008 г. в эксплуатации находилось 439 блоков АЭС (общей мощностью 373 ГВт), в стадии строительства – 36 блоков (общей мощностью 29,5 ГВт); сум-реакторо-лет (из них более 9 тыс. марный опыт эксплуатации АЭС реакторо-лет – после Чернобыльв мире составляет свыше 13 тыс. ской аварии).

Лит.: Ганчев Б.Г. и др. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1983;

Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. 5-е изд. М.: ИздАТ, 1994; Афров А.М. и др. ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. М.: «Логос», 2006;

Харитонов В.В. Энергетика. Технико-экономические основы: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2007. С. 170–223.

В.М. Мурогов