Історія Атомної енергетики Навчальні та інформаційні матеріали

08.07.2015

Атомна енергетика, атомні станції, ядерна фізика, ядерна зброя
Історія розвитку Атомної енергетики
Перша в світі АЕС дослідно-промислового призначення потужністю 5 Мвт була пущена в СРСР 27 червня 1954 р. р. в Обнінську. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці, що отримав визнання на 1-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).

У 1958 році була введена в експлуатацію 1-а черга Сибірської АЕС потужністю 100 Мвт (повна проектна потужність 600 Мвт). У тому ж році розгорнулося будівництво Бєлоярській промислової АЕС, а 26 квітня 1964 генератор 1-ї черги (блок потужністю 100 Мвт) видав струм в Свердловську енергосистему, 2-й блок потужністю 200 Мвт зданий в експлуатацію в жовтні 1967. Відмітна особливість Бєлоярській АЕС — перегрів пари (до отримання потрібних параметрів) безпосередньо в ядерному реакторі, що дозволило застосувати на ній звичайні сучасні турбіни майже без всяких переробок.

У вересні 1964 був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 Мвт. Собівартість 1 квт-год електроенергії (найважливіший економічний показник роботи будь-якої електростанції) на цій АЕС систематично знижувалася: вона становила 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Перший блок Нововоронезької АЕС був побудований не тільки для промислового користування, але і як демонстраційний об’єкт для показу можливостей і переваг атомної енергетики, надійності і безпеки роботи АЕС. У листопаді 1965 р. в Мелекессе Ульяновської області вступила в дію АЕС з водо-водяним реактором «киплячого» типу потужністю 50 Мвт, реактор зібраний за одноконтурною схемою, що полегшує компонування станції. У грудні 1969 був пущений другий блок Нововоронезькій АЕС (350 Мвт).

За кордоном перша АЕС промислового призначення потужністю 46 Мвт була введена в експлуатацію у 1956 в Колдер-Холле (Англія).Через рік вступила в дію АЕС потужністю 60 Мвт в Шиппінгпорт (США).

Принципова схема АЕС з ядерним реактором, має водяне охолодження, наведена на рис. 2. Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою (теплоносієм) 1-го контуру, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора надходить у теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане в реакторі, воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і утворюється пара надходить у турбіну 4. [an error occurred while processing this directive]

Найбільш часто на АЕС застосовуються 4 типу реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні зі звичайною водою в якості сповільнювача і теплоносія; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм і графітовим сповільнювачем; 3) тяжеловодные з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювача; 4) графіто-газові з газовим теплоносієм і графітовим сповільнювачем.

Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається головним чином накопиченим досвідом у реакторостроении, а також наявністю необхідного промислового устаткування, сировинних запасів і т. д. В СРСР будують головним чином графіто-водні та водо-водяні реактори. На АЕС США найбільше поширення отримали водо-водяні реактори. Графіто-газові реактори застосовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС з важководневими реакторами.

В залежності від виду і агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної межі термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне пальне, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносителя, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС, теплової реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати щодо більш економічні цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС в цих двох випадках виконується 2-контурної: в 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур — пароводяної. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичений пар направляється або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву (рис. 3). У високотемпературних графіто-газових реакторах можливе застосування звичайного газотурбінного циклу. Реактор в цьому випадку виконує роль камери згоряння. Система сертифікації ГОСТ Р ІСО 9001

При роботі реактора концентрація діляться ізотопів в ядерному паливі поступово зменшується, тобто Твели вигорають. Тому з часом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів і пристосувань з дистанційним управлінням. Відпрацьовані Твели переносять в басейн витримки, а потім направляють на переробку.

До реактора, та обслуговуючим його систем відносяться: власне реактор з біологічної захистом, теплообмінники, насоси або газодувные установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи і арматура циркуляційного контуру; пристрої для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолоджування та ін

В залежності від конструктивного виконання реактори мають відмітні особливості: в корпусних реакторах Твели і сповільнювач розташовані всередині корпусу, який несе повну тиск теплоносія; в канальних реакторах Твели, охолоджувані теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, що пронизують сповільнювач, укладений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Белоярская АЕС та ін).

Для захисту персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічної захистом, основним матеріалом для якої служать бетон, вода, серпентиновый пісок. Обладнання реакторного контуру має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільностей і розривів контуру не призводило до радіоактивних викидів і забруднення приміщень АЕС і навколишньої місцевості. Обладнання реакторного контуру зазвичай встановлюють в герметичних боксах, які відділені від інших приміщень АЕС біологічної захистом і при роботі реактора не обслуговуються.

При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють сепаруючі пристрої. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів і проміжних перегревателей пара. У зв’язку з тим, що теплоносій і що містяться в ньому домішки при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення обладнання машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС повинно повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС з високими параметрами пари подібні вимоги до обладнання машинного залу не пред’являються.

У число специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива довжина комунікацій, пов’язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів і несучих конструкцій реактора, надійна організація вентиляції приміщень. На рис. показаний розріз головного корпусу Бєлоярській АЕС з канальним графіто-водяним реактором. У реакторному залі розміщені: реактор з біологічної захистом, запасні Твели і апаратура контролю. АЕС скомпонована за блоковим принципом реактор — турбіна. У машинному залі розташовані турбогецераторы та обслуговуючі їх системи. Між машинним і реакторним залами розміщені допоміжне обладнання та системи управління станцією.

Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд, енерго напругою активної зони зони, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС за рік. З ростом потужності АЕС питомі капіталовкладення в неї (вартість встановленого квт) знижуються більш різко, ніж це має місце для ТЕС. У цьому головна причина прагнення до спорудження великих АЕС з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової в собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%). Тому великі АЕС найбільш поширені в промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС невеликої потужності — у важкодоступних або віддалених районах, наприклад АЕС в сел. Білібіно (Якутська АРСР) з електричною потужністю типового блоку 12 Мвт. Частина теплової потужності реактора цієї АЕС (29 Мвт) витрачається на теплопостачання. Поряд з виробленням електроенергії АЕС використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС (Казахська РСР) електричною потужністю 150 Мвт розрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 т води Каспійського моря.

У більшості промислово розвинутих країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН, Японія, НДР та ін) за прогнозами потужність діючих і споруджуваних АЕС до 1980 буде доведена до десятків Гвт. За даними Міжнародного атомного агентства ООН, опублікованим у 1967, встановлена потужність всіх АЕС у світі до 1980 досягне 300 Гвт.

В Радянському Союзі здійснюється широка програма введення в дію великих енергетичних блоків (до 1000 Мвт) з реакторами на теплових нейтронах. У 1948-49 були розпочаті роботи з реакторів на швидких нейтронах для промислових АЕС. Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дає можливість використовувати не тільки 235U, але й сировинні матеріали 238U і 232Th.ru/histori.html» title=»Джерело» target=»_blank»>Історія Атомної енергетики Навчальні та інформаційні матеріали

Також ви можете прочитати