3. История развития атомной энергетики

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

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

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Он был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС.

В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор был собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции.

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия), а через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) на 2005 г., в настоящее время в мире эксплуатируется 446 энергоблоков АЭС, которые расположены в 30 странах и обеспечивают 17% общемирового производства электроэнергии. Активность в области атомной энергетики всё больше проявляют страны Азиатского региона. Это объясняется, прежде всего, дефицитом природных ресурсов, стремлением к экономическому росту и увеличением численности населения: 22 из 31 введённого в последнее время в эксплуатацию энергоблока находятся в Азии, 18 из 27 сооружаемых энергоблоков также приходятся на этот регион.

4. Аэс. Реактор. Возможные риски

Атомные электростанции используют для парообразования энергию, получающуюся при радиоактивной распаде. В качестве топлива используется обогащенная руда урана или плутоний.       Основной процесс, идущий на атомной электростанции - управляемое расщепление урана-235 или плутония , при котором выделяется большое количество тепла. Главная часть атомной электростанции - ядерный реактор, роль которого заключается в поддержании непрерывной реакции расщепления, которая не должна переходить в ядерный взрыв.        Тепло, выделяемое реактором, используется для кипячения воды и получения пара, который приводит в движение турбину атомной электростанции, вырабатывающую электричество.

Принцип действия АЭС показан на рис.1.

      

Рис.1. Схема АЭС.

В зависимости от вида ядерного реактора АЭС бывают одно-, двух-, трёх-контурными.

Ядерные реакторы могут классифицироваться по различным признакам:

1) По назначению

2) По уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива;

3) По виду замедлителя нейтронов

4) По виду и агрегатному состоянию теплоносителя;

5) По признаку воспроизводства ядерного топлива;

6) По принципу размещения ядерного топлива в замедлителе,

7) По агрегатному состоянию ядерного топлива.

Реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые.

По уровню энергии реакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточных нейтронах.

По виду замедлителей нейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.

По виду теплоносителя: на водяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые.

По принципу воспроизводства ядерного топлива: реакторы на чистом делящем изотопе, с воспроизводством ядерного топлива (регенеративные), с расширенным воспроизводством (реакторы-размножители).

По принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные.

По принципу агрегатного состояния делящего материала: в форме твердого тела, реже в виде жидкости и газа.

Если ограничиться основными признаками, то различают водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), реакторы на тепловых нейтронах или реактор большой мощности канальный (РБМК) и реакторы на быстрых нейтронах (РБН). Их основные характеристики приведены в таблице 2.

Таблица 2

Основные характеристики реакторов АЭС

Тип реактора	ВВЭР	РБМК	РБН
Теплоноситель	Вода	вода	Жидкий Na, K, вода
Замедлитель	Вода	графит	отсутствует
Вид ядерного топлива	Слабо обогащённый уран	Слабо обогащённый уран	Высоко обогащённый уран или Pu-239
Обогащение ядерного топлива по U-235, %	3-4	2-3	90
Количество контуров циркуляции теплоносителя	2	1	3
Давление пара перед турбиной, МПа	4,0-6,0	6,0-6,5	6,0-6,5
КПД АЭС	≈30%	30-33%	≈35%

В нашей стране и в мире наиболее распространены реакторы типа ВВЭР и РБМК. Сравнение этих реакторов приведено в таблице 3.

Таблица 3

Сравнительная таблица

Параметр	Критерий	ВВЭР	РБМК
Устройство активных зон	устройство	корпусной реактор (давление держится корпусом реактора)	канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале)
	Теплоноситель, замедлитель	теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится)	замедлитель — графит, а теплоноситель — вода
	Количество контуров	пар образуется во втором корпусе парогенератора	пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура
Коэффициент реактивности (величина, показывающая как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем).	Паровой (при наличии пара в активной зоне)	— (при появлении в активной зоне пара реактор глохнет)	+ (при появлении в активной зоне пара реактор разгоняется)
	Температуры теплоносителя	— (при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет)	+(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется)
	Плотности теплоносителя	— (при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор глохнет)	+(при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется)

Анализируя данные таблиц 2 и 3, можно сделать следующие выводы:

• реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана;

• реакторы РБМК способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов;

• реактор РБМК обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

Необходимо отметить реакторы на быстрых нейтронах, так как за ними будущее производства топлива для ядерной энергетики. Данные реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.  Какие же факторы указывают на опасность ядерных реакторов и можно ли их избежать? Конечно этих факторов очень много, но основываясь на вышесказанном, остановимся на следующих.

• Возможность аварии с разгоном реактора.

В данном случае, из-за огромного тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности.

Но данные аварии можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.

• Возможность радиоактивных выбросов в окружающую среду.

Достаточно использовать исправные очистные сооружения, кроме того, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу.

• Необходимость захоронения отработавшего реактора.

На сегодняшний день есть множество разработок в этой области.

• Радиоактивное облучение персонала.

Необходимо соблюдать меры радиационной безопасности.

Таким образом, работа АЭС не представляет опасности при соблюдении определенных требований и условий, кроме того на любой АЭС предусмотрена система безопасности ядерных реакторов, которая постоянно совершенствуется.