Принцип действия атомной электростанции: Как работает атомная станция? — Атомэнергомаш

Немного об АЭС / Хабр

Несмотря на то, что долгие годы не утихают споры вокруг атомных электростанций, большинство людей мало представляют себе, что это вообще за зверь, хотя наверняка знают какую-нибудь легенду про АЭС. В статье я попытаюсь в общих чертах рассказать, как это все работает. Каких-то тайн и разоблачений ждать не стоит, но, надеюсь, кто-нибудь узнает для себя что-то новенькое.

Все фотографии взяты из открытых источников. В статье будет описываются реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы), как самые распространенные.

Принцип работы

В активную зону реактора загружены тепловыделяющие сборки, состоящие из пучка циркониевых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), заполненных таблетками двуокиси урана.

Тепловыделяющая сборка в натуральную величину

Ядра урана делятся с образованием нейтронов (2 или 3 нейтрона), которые, попадая в другие ядра, также могут вызывать их деление. Так возникает цепная ядерная реакция. При этом отношение числа образовавшихся нейтронов к числу нейтронов на предыдущем шаге деления называется коэффициентом размножения нейтронов k. Если k<1, реакция затухает. При к=1 идёт самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Когда k>1, реакция ускоряется, вплоть до ядерного взрыва. В ядерных реакторах поддерживается управляемая цепная ядерная реакция, удерживая k близкой к единице.

Реактор с загруженными тепловыделяющими сборками

В ходе протекания цепной реакции выделяется большое количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель первого контура — воду, которая подается снизу в активную зону реактора с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН). Нагреваясь до температуры 322 °С вода поступает в парогенератор (теплообменник), где, пройдя по тысячам теплообменных трубок и отдав часть тепла воде второго контура, вновь поступает в активную зону. Так как давление второго контура ниже, вода в парогенераторе вскипает, образуя пар с температурой 274°С, который поступает на турбину. Поступая в цилиндр высокого давления, а затем в три цилиндра низкого давления, пар раскручивает турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор, вырабатывая электричество. Отработанный пар поступает в конденсатор, в котором он, как нетрудно догадаться, конденсируется с помощью холодной воды из пруда-охладителя или градирни и вновь возвращается в парогенератор с помощью питательных насосов.

Турбинное отделение и сама турбина

Такая сложная двухконтурная система создана для того, чтобы оградить оборудование (турбина, конденсатор), а также окружающую среду от попадания радиоактивных частиц из первого контура, появление которых возможно из-за коррозии оборудования, наведенной радиоактивности, а также разгерметизации оболочек ТВЭЛов.

Брызгальный бассейн охлаждения резервных дизельных генераторов и систем безопасности

Управление блоками осуществляется из блочного щита управления, который обычно завораживает простого обывателя обилием «огоньков, крутилок и кнопочек».

Расположен он в реакторном отделении, но в «чистой зоне» и на нем постоянно находятся: ведущий инженер по управлению реактором, ведущий инженер по управлению турбинами, ведущий инженер по управлению блоком и начальник смены блока.

Вокруг атомной станции организуется зона наблюдения (та самая тридцатикилометровая зона), в которой ведется постоянный мониторинг радиационной обстановки. Также существует санитарно-защитная зона радиусом 3 км (зависит от проектной мощности АЭС), в которой запрещено проживание людей, а также ограничена сельскохозяйственная деятельность.

Внутренняя территория АЭС разделена на две зоны: зона свободного доступа (чистая зона), где воздействие радиационных факторов на персонал практически исключено, и зону контролируемого доступа (ЗКД), где возможно воздействие радиации на персонал.

Доступ в ЗКД разрешен далеко не всем и возможен только через помещение санпропускника, после процедуры переодевания в спец. одежду и получения индивидуального дозиметра. Доступ в гермооболочку, в которой расположены сам реактор и оборудование первого контура, при работе реактора на мощности вообще запрещен и возможен лишь в исключительных случаях. Получаемые дозы работников АЭС строго фиксируются и нормируются, хотя фактическое облучение при нормальной работе реактора в сотни раз меньше предельных доз.

Дозиметрический контроль на выходе из ЗКД

Выбросы

Наверное, самое большое число слухов и домыслов ходят вокруг выбросов атомных станций. Выбросы действительно есть и происходят они, в основном, через вентиляционные трубы — это те самые трубы, которые стоят возле каждого энергоблока и никогда не дымят. По большей части, в атмосферу попадают инертные радиоактивные газы — ксенон, криптон и аргон.

Но перед сбросом в атмосферу воздух из помещений АЭС проходит систему сложных фильтров, где удаляется большая часть радионуклидов. Короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как газы достигнут верха трубы, еще больше снижая радиоактивность. В итоге, вклад в естественный радиационный фон газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу незначителен и им вообще можно пренебречь. Поэтому атомная энергия является одной из самых чистых, в сравнении с другими электростанциями. В любом случае, все радиоактивные выбросы атомных станций строго контролируются экологами и разрабатываются способы дальнейшего их снижения.

Безопасность

Все системы атомной станции проектируются и работают с учетом многочисленных принципов безопасности. Например, концепция глубоко эшелонированной защиты подразумевает наличие нескольких барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Очень похоже на принцип Кащея Бессмертного: топливо сгруппировано в таблетки, которые находятся в циркониевых ТВЭЛах, которые помещены в стальной корпус реактора, который помещен в железобетонную гермооболочку. Таким образом, разрушение одного из барьеров компенсируется следующим. Делается все, чтобы при любой аварии радиоактивные вещества не вышли за пределы зоны контролируемого доступа.

Также, все системы имеют двух- и трехкратное резервирование, в соответствии с принципом единичного отказа, по которому система должна бесперебойно выполнять свои функции даже при отказе любого ее элемента. Вместе с этим применяется принцип разнообразия, то есть использования систем, имеющих разные принципы работы. Например, при срабатывании аварийной защиты в активную зону реактора падают стержни-поглотители и в теплоноситель первого контура дополнительно впрыскивается борная кислота.

Энергоблоки регулярно выводятся в планово-предупредительные ремонты (ППР), в периоды которых происходит перегрузка топлива, а также производится диагностика, ремонт и замена оборудования, модернизация оборудования. Один раз в четыре года работающий энергоблок выводится в капитальный ППР с полной выгрузкой ядерного топлива из активной зоны реактора, обследованием и испытанием внутрикорпусных устройств, а также испытания корпуса реактора на прочность.

На работу некоторых систем безопасности можно посмотреть на интерактивной презентации с сайта Росэнергоатома.

А можно виртуально побродить по Балаковской АЭС.

Какую мини-АЭС США хотят построить в Украине

Из-за обстрелов инфраструктуры украинцы вынуждены жить в условиях тотальной экономии электроэнергии. Помочь разрешить энергетическую проблему могут малые модульные ядерные реакторы.

Related video

Спрос на ядерную энергетику в мире значительно вырос на фоне энергетического кризиса, который спровоцировала Россия своим вторжением в Украину. Что касается нашей страны, то постоянные обстрелы объектов энергетической инфраструктуры привели к локальному энергетическому кризису.

Недавно стало известно о том, что в Украине будет запущен проект по строительству первого малого модульного ядерного реактора (ММР). Проект будет реализован при поддержке США. И это может стать важным шагом к решению проблем в энергетической сфере..

Что такое малые модульные ядерные реакторы?

Данные ядерные реакторы, как становится понятно из названия, имеют малый размер, то есть они в несколько раз меньше, чем обычные ядерные реакторы, размещенные на АЭС. Модульная конструкция этих реакторов предполагает, что их легко можно создать на заводе, а затем переместить в заранее определенное место. В ММР также используется ядерное деление для выделения тепла и получения электроэнергии. Малые модульные реакторы имеют мощность в 300 МВт, что составляет примерно 30% мощности обычного ядерного реактора на атомной электростанции.

Эксперты считают, что такие малые ядерные реакторы можно построить быстрее и при этом их создание и размещение потребует меньшего количества денежных средств. Также ММР безопаснее, чем обычные реакторы, и они почти не производят отходов.

Сейчас в мире наблюдается возрождение спроса на ядерную энергию, а учитывая то, что малые модульные ядерные реакторы еще и более экологичные, то они представляют собой перспективный способ обеспечить более дешевой электроэнергией с минимальным уровнем выбросов в атмосферу огромное количество людей во всем мире. Стремление многих стран к энергетической независимости после вторжения России в Украину изменило судьбу атомной энергетики. Атомная энергия предлагает стабильный источник энергии, который не зависит от импорта ископаемого топлива.

Параллельно с тем, как некоторые страны мира строят новые традиционные ядерные реакторы, а другие отменяют поэтапное использование АЭС, в мире разрабатываются новые технологии для производства реакторов меньшего размера, которые являются более безопасными, более дешевыми в эксплуатации и простыми в строительстве. Речь идет о малых модульных ядерных реакторах.

Как малые модульные реакторы производят электроэнергию

В таких ректорах происходит тот же процесс ядерного деления для производства электроэнергии, что и в обычных ядерных ректорах. Но риск катастрофы, то есть повреждения ректора в результате разных природных явлений, как например, землетрясения, очень низок. Даже риск выбросов радиоактивного материала во время аварии минимален, благодаря малой мощности устройства и его особой конструкции.

Реактор американской компании NuScale Power

Одним из примеров ММР может быть реактор, создаваемый американской компанией NuScale Power. Этот реактор является стальным цилиндром высотой 23 метра и шириной 5 метров. Внутри этого реактора находятся урановые топливные стержни, которые с помощью цепной ядерной реакции нагревают воду во внутреннем контуре. Затем вода передает температуру во внешний паровой контур. И уже пар приводит в движение турбину, которая и создает электроэнергию. В случае непредвиденных аварийных ситуаций реактор сам прекратит ядерную реакцию.

В основном малые модульные ядерные реакторы создают в нескольких модификациях. Некоторые из них представляют собой упрощенные версии существующих реакторов на АЭС, в других используются совершенно новые технологии. Все ММР используют ядерное деление, включая реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель для замедления нейтронов и обычно используют для деления уран-235. Большинство обычных ядерных реакторов на АЭС используют то же топливо и принцип работы. А в реакторах на быстрых нейтронах замедлители не используются. Вместо этого они полагаются на топливо для поглощения нейтронов с более высокой скоростью. Речь идет об использовании плутония-239.

Более дешевая эксплуатация малых модульных реакторов

По словам экспертов, в ММР можно реже осуществлять замену топлива. Например, на традиционных АЭС это происходит каждые 1-2 года. Но малые модульные ядерные реакторы требуют проводить такую процедуру раз в 3-7 лет. В то же время некоторые ММР вообще могут работать без перезагрузки в течение 30 лет. Важно отметить, что ММР можно безопасно выключать и перезапускать, в отличие от обычных ядерных реакторов.

Зарождающаяся отрасль по созданию ММР может сыграть важную роль в наращивании глобального ядерного потенциала. Для ввода в эксплуатацию традиционных ядерных реакторов требуется много лет, и много десятилетий эксплуатации, чтобы окупить высокие затраты, необходимые для их строительства. Но малые модульные реакторы можно изготавливать заранее, что упрощает и ускоряет их производство, доставку и установку.

Малые модульные реакторы являются более доступными в производстве и требуют меньше затрат на поддержание работы

Проекты ММР

Хотя технология ММР все еще находится в стадии разработки, будущее ядерной энергетики, которая повышает энергетическую независимость стран, выглядит уже не таким печальным.Сейчас в мире разрабатывают проекты более 70 ММР, которые рассчитаны на различную производительность и разные области применения. Хотя такие модульные ядерные реакторы и требуют меньших капиталовложений их экономическую конкурентоспособность еще предстоит доказать на практике, когда будет начата их эксплуатация, считают эксперты.

Несмотря на то, что существуют десятки проектов модульных реакторов и еще незавершенных демонстрационных проектов, российская плавучая атомная электростанция «Академик Ломоносов» по состоянию на октябрь 2022 года является первым и единственным действующим прототипом ММР в мире.

По материалам сайтов МАГАТЭ, Weforum.org, world-nuclear.org

Важно

Отключения надолго. Что будет с электроэнергией из-за ракетного террора России завтра и зимой

Что такое ядерный реактор?

По

Доктор Ник Туран, доктор философии, PE,

Время чтения: 11 минут

Ядерный реактор — это система, которая содержит и контролирует устойчивые цепные ядерные реакции. Реакторы используются для получения
электричество, перемещение авианосцев и подводных лодок, производство медицинских изотопов для визуализации и лечения рака,
и для проведения исследований.

Топливо, состоящее из тяжелых атомов, которые расщепляются при поглощении нейтронов, помещается в корпус реактора (в основном
большой резервуар) вместе с небольшим источником нейтронов. Нейтроны запускают цепную реакцию, в которой каждый расщепляющийся атом
высвобождает больше нейтронов, которые вызывают расщепление других атомов. Каждый раз, когда атом распадается, он высвобождает большое количество
энергия в виде тепла. Тепло от реактора отводится теплоносителем, который чаще всего представляет собой простой
вода. Охлаждающая жидкость нагревается и уходит в турбину, чтобы раскрутить генератор или приводной вал.
Ядерные реакторы — это всего лишь экзотические источники тепла.

На этой странице

• Компоненты ядерных реакторов
• Анимированная реакторная система
• Ядерный сердечник
• Типы ядерных реакторов

Основные компоненты

• Активная зона реактора содержит все ядерное топливо и вырабатывает все тепло. Это содержит
  низкообогащенный уран (<5% U-235), системы управления и конструкционные материалы. Активная зона может содержать сотни тысяч отдельных твэлов.

• Теплоноситель — это материал, который проходит через активную зону, передавая тепло от топлива
  к турбине. Это может быть вода, тяжелая вода, жидкий натрий, гелий или что-то еще. в
  Американский парк энергетических реакторов, вода является стандартом.

• Турбина передает тепло от теплоносителя к электричеству, как на заводе, работающем на ископаемом топливе.

• Защитная оболочка — это конструкция, отделяющая реактор от окружающей среды. Это
  обычно куполообразные, изготавливаются из железобетона высокой плотности. Чернобыля не было
  о сдерживании говорить.

• Градирни необходимы некоторым заводам для сброса избыточного тепла, которое не может быть преобразовано
  энергии в силу законов термодинамики. Это гиперболические символы ядерной энергии.
  Они выделяют только чистый водяной пар.

Диспетчерская

Анимированная реакторная система

Изображение выше (воспроизведенное из NRC) показывает ядерный реактор, нагревающий воду и вращающийся
генератор для производства электроэнергии. Он хорошо отражает суть системы. Вода поступает в конденсатор
а затем вернуться обратно будет вода из реки, озера или океана. Он выходит из градирен. Как ты
Видно, эта вода не идет рядом с той радиоактивностью, которая находится в корпусе реактора.

Топливные стержни

Наименьшим узлом реактора является твэл. Обычно это оксид урана (UO ₂ ),
но может принимать и другие формы, включая торийсодержащий материал.
Они часто окружены металлической трубкой (называемой оболочкой), чтобы предотвратить утечку продуктов деления.
в охлаждающую жидкость.

Топливная сборка

ТВС представляют собой пучки твэлов. Топливо загружается и вывозится из реактора в сборках.
Сборки имеют некоторый конструкционный материал, чтобы штифты располагались близко, но не соприкасались.
чтобы оставалось место для охлаждающей жидкости.

Полное ядро ​​

Это полноценное ядро, состоящее из нескольких сотен сборок. Некоторые узлы являются узлами управления.
Различные тепловыделяющие сборки вокруг активной зоны содержат разное топливо. Они различаются по обогащению.
и возраст, среди других параметров. Сборки также могут различаться по высоте, с различным обогащением
наверху ядра от тех, что внизу.

Типы реакторов

Существует множество различных форм ядерного топлива, и в ядерной энергии могут использоваться охлаждающие материалы.
реактор. В результате существуют тысячи различных возможных конструкций ядерных реакторов. Здесь,
мы обсуждаем несколько проектов, которые были созданы ранее, но не ограничиваем ваши
воображение; возможны более миллиона других конструкций реакторов. Придумай свое! Или, для удовольствия вы
можете попробовать наш Генератор концепций Random Reactor или просмотреть список из более чем миллиона
опции.

Реактор с водой под давлением

Самый распространенный тип реактора. PWR использует обычную старую воду в качестве охлаждающей жидкости. Первичное охлаждение
вода находится под очень высоким давлением, поэтому она не кипит. Он проходит через теплообменник,
передача тепла вторичному контуру охлаждающей жидкости, который затем вращает турбину. Они используют оксид
топливные таблетки, уложенные в циркониевые трубки. Они могли бы сжечь торий
или плутониевое топливо.

Плюсы:

• Сильный отрицательный коэффициент пустотности — реактор остывает, если вода начинает пузыриться
  потому что теплоноситель является замедлителем, который необходим для поддержания
  цепная реакция

• Вторичный контур защищает турбины от радиоактивных материалов,
  упрощает техническое обслуживание.

• Был накоплен очень большой опыт эксплуатации, а конструкции и процедуры
  были в значительной степени оптимизированы.

Минусы:

• Хладагент под давлением быстро вытекает при разрыве трубы, что требует большого количества резервных систем охлаждения.
• Невозможно создать новое топливо — уязвим к «дефициту урана»

Реактор с кипящей водой

Второй по распространенности реактор BWR во многом похож на PWR. Однако охлаждающая жидкость у них только одна.
петля. Горячее ядерное топливо кипятит воду, когда она выходит из верхней части реактора, где пар
направляется к турбине, чтобы раскрутить ее.

Плюсы:

• Простая сантехника снижает затраты
• Уровни мощности можно увеличить, просто ускорив работу струйных насосов, подав меньше кипяченой воды и
  больше умеренности. Таким образом, отслеживание нагрузки является простым и легким.
• Накоплен большой опыт эксплуатации, конструкции и процедуры в значительной степени оптимизированы.

Минусы:

• При наличии в системе жидкой и газообразной воды возможно множество странных переходных процессов, что затрудняет анализ безопасности
• Теплоноситель первого контура находится в прямом контакте с турбинами, поэтому в случае утечки из топливного стержня радиоактивный материал может
  поставить на турбину. Это усложняет техническое обслуживание, так как персонал должен быть одет для радиоактивных сред.
• Невозможно создать новое топливо — подвержен «нехватке урана»
• Обычно плохо работает при отключении электроэнергии на станции, как на Фукусиме.

Canada Deuterium-Uranium Reactors (CANDU)

CANDU — это канадская конструкция, которая используется в Канаде и во всем мире. Они содержат тяжелой воды ,
где водород в h3O имеет дополнительный нейтрон (что делает его дейтерием вместо водорода).
Дейтерий поглощает намного меньше нейтронов, чем водород, и CANDU могут работать, используя только
природный уран вместо обогащенного.

Плюсы:

• Требует очень небольшого обогащения урана.
• Можно заправлять во время работы, сохраняя высокий коэффициент мощности (пока не сломаются машины для обработки топлива).
• Очень универсальны и могут использовать любой вид топлива.

Минусы

• Некоторые варианты имеют положительные температурные коэффициенты охлаждающей жидкости, что вызывает проблемы с безопасностью.
• Поглощение нейтронов дейтерием приводит к образованию трития, который является радиоактивным и часто вытекает в небольших количествах.
• Теоретически может быть модифицирован для производства оружейного плутония немного быстрее, чем обычные реакторы.

См. также

• CANTEACH — Самый полный
  общедоступная учебно-справочная библиотека по технологии CANDU.

Быстрый реактор с натриевым охлаждением

Эти реакторы охлаждаются жидким металлическим натрием. Натрий тяжелее водорода, что приводит к
нейтроны, движущиеся с более высокими скоростями (отсюда быстро ). Они могут использовать металлическое или оксидное топливо и сжигать широкое
разнообразие топлива.

Плюсы:

• Может производить собственное топливо, эффективно устраняя любые опасения по поводу нехватки урана
  (посмотрите, что такое быстрый реактор?)
• Может сжигать собственные отходы
• Металлическое топливо и отличные тепловые свойства натрия обеспечивают пассивную безопасную эксплуатацию —
  реактор безопасно остановится без работы каких-либо резервных систем (или людей вокруг),
  опираясь только на физику.

Минусы:

• Натриевая охлаждающая жидкость вступает в реакцию с воздухом и водой. Таким образом, протечки в трубах приводят к возгоранию натрия.
  Их можно спроектировать, но это серьезный недостаток для этих реакторов.
• Для полного сжигания отходов требуются установки для их переработки, которые также можно использовать для
  ядерное распространение.
• Избыточные нейтроны, используемые для обеспечения способности реактора использовать ресурсы, могут
  тайно использоваться для производства плутония для оружия.
• Положительные паровые коэффициенты присущи большинству быстрых реакторов, особенно крупных.
  Это забота о безопасности.
• Опыт эксплуатации накоплен не так уж и много. У нас всего около 300 реакторо-лет
  Опыт эксплуатации реакторов с натриевым теплоносителем.

Реактор с расплавленной солью

Обновление! Теперь есть целая страница с подробным обсуждением MSR.
Реактор на расплавленной соли (MSR) — любимый реактор в Интернете. Пока они уникальны тем, что используют жидкое топливо.

Плюсы:

• Может постоянно производить новое топливо, избавляя от беспокойства по поводу энергоресурсов
• Может отлично использовать торий, ядерное топливо, альтернативное урану
• Может поддерживаться в режиме онлайн с удалением продуктов химического деления, что устраняет необходимость отключения во время дозаправки.
• Отсутствие оболочки означает меньше материала, поглощающего нейтроны, в активной зоне, что приводит к повышению эффективности использования нейтронов и, следовательно, к более высокому коэффициенту использования топлива
• Жидкое топливо также означает, что структурная доза не ограничивает срок службы топлива, позволяя реактору извлекать очень
  много энергии из загруженного топлива.

Минусы:

• Радиоактивные газообразные продукты деления не содержатся в маленьких стержнях, как в типовых реакторах.
  Таким образом, в случае нарушения условий содержания могут высвободиться все продукты деления, а не только газы.
  из одной крошечной булавки. Это требует таких вещей, как тройная избыточность и т. д., и с этим можно справиться.

• Наличие онлайновой установки по переработке с поступающим предварительно расплавленным топливом является распространением
  беспокойство. Оператор мог перенаправить Ра-233, чтобы обеспечить небольшой поток почти чистого U-233 оружейного качества.
  Кроме того, весь запас урана можно разделить без особых усилий. В своей автобиографии Элвин Вайнберг
  объясняет, как это было сделано в Окриджской национальной лаборатории: «Это был замечательный подвиг! Всего за 4 дня все
  218 кг урана в реакторе было выделено из высокорадиоактивных продуктов деления и его
  радиоактивность уменьшилась в пять миллиардов раз».

• Очень небольшой опыт эксплуатации, хотя в 1960-х годах успешно эксплуатировался испытательный реактор

Высокотемпературный реактор с газовым охлаждением

В ВТГР используются небольшие гранулы топлива, заключенные либо в шестиугольные компакты, либо в более крупные гальки (в призматических
и конструкции с галькой). Газ, такой как гелий или двуокись углерода, быстро пропускают через реактор для его охлаждения.
Из-за низкой удельной мощности эти реакторы рассматриваются как перспективные для использования ядерной энергии за пределами
электричество: на транспорте, в промышленности и в бытовых режимах. Они не особенно хороши
при простом производстве электроэнергии.

Плюсы:

• Может работать при очень высоких температурах, что обеспечивает высокую тепловую эффективность (почти 50 %!) и способность
  для создания технологического тепла для таких вещей, как нефтеперерабатывающие заводы, опреснительные установки, водородные топливные элементы
  производство и многое другое.
• Каждый маленький камешек топлива имеет собственную защитную структуру, добавляя еще один барьер между
  радиоактивный материал и окружающая среда.

Минусы:

• У высокой температуры есть и плохая сторона. Материалы, которые могут оставаться структурно прочными при высоких температурах
  и с большим количеством нейтронов, пролетающих через них, их трудно обнаружить.
• Если газ перестает поступать, реактор очень быстро нагревается. Необходимы резервные системы охлаждения.
• Газ является плохим хладагентом, требующим большого количества хладагента для относительно небольшой мощности.
  Следовательно, эти реакторы должны быть очень большими, чтобы производить мощность на уровне других реакторов.
• Не такой большой опыт эксплуатации

❮ Первая страница❮ НазадДалее ❯

Системы безопасности атомных электростанций

Каждая атомная электростанция в Канаде имеет несколько надежных систем безопасности, предназначенных для предотвращения аварий и снижения их последствий в случае их возникновения. Все эти системы регулярно обслуживаются и проверяются, а при необходимости модернизируются, чтобы обеспечить соблюдение или превышение заводами строгих стандартов безопасности, установленных Канадской комиссией по ядерной безопасности. Системы выполняют три основные функции безопасности: управление реактором, охлаждение топлива и сдерживание радиации.

• Как работает атомная электростанция
• Управление реактором
• Охлаждение топлива
• Содержащие радиацию

Как работает атомная электростанция

Реактор

Все атомные электростанции в Канаде используют конструкцию CANDU — безопасную и надежную технологию реактора.

Реакторы CANDU производят электричество посредством процесса, известного как деление. Деление — это процесс расщепления атомов природного урана внутри реактора с выделением радиации и тепла.

Затем расщепленные атомы продолжают «цепную реакцию»: все больше атомов продолжают расщепляться, что приводит к большему излучению и теплу.

Тепло – энергия – используется для производства пара для питания турбин и генераторов, которые, в свою очередь, производят электричество.

Бассейн отработавшего ядерного топлива

После того, как уран или ядерное топливо было использовано в реакторе, его удаляют и надежно хранят в бассейне в течение периода от 6 до 10 лет.

Вода в бассейне продолжает охлаждать топливо и обеспечивает защиту от радиации.

Все топливные бассейны Канады построены в земле, в отдельных зданиях на атомной электростанции, и спроектированы таким образом, чтобы выдерживать землетрясения .

Топливный бассейн на АЭС Брюс, Кинкардин, Онтарио

Начало страницы

Управление реактором

Нормальная работа

Управление реактором включает усиление, уменьшение или остановку цепной реакции, происходящей внутри реактора.

При работающем реакторе цепная реакция (или уровень мощности) регулируется перемещением регулировочных стержней и изменением уровня воды в вертикальных цилиндрах.

Чувствительные детекторы постоянно контролируют различные аспекты, такие как температура, давление и уровень мощности реактора.

При необходимости реакторы CANDU могут безопасно и автоматически отключаться в течение нескольких секунд.

Системы останова

Все ядерные энергетические реакторы в Канаде имеют две независимые быстродействующие и одинаково эффективные системы останова.

Первая система отключения состоит из стержней, которые автоматически падают и останавливают цепную реакцию, если обнаруживается что-то ненормальное.

Вторая система впрыскивает жидкость или яд внутрь реактора, чтобы немедленно остановить цепную реакцию.

Обе системы работают без питания и вмешательства оператора. Однако их также можно активировать вручную.

Эти системы регулярно и безопасно тестируются.

Перезапуск реактора

После остановки реактора CANDU он останется в таком состоянии до тех пор, пока операторы в диспетчерской не перезапустят его.

Нет возможности случайного перезапуска реактора после остановки. Реактор должен быть перезапущен вручную. Это еще одна важная функция безопасности.

К началу страницы

Охлаждение топлива

Остаточное тепло

После останова количество энергии, вырабатываемой реактором, быстро уменьшается.

Однако ядерное топливо будет продолжать выделять тепло и должно охлаждаться.

Это тепло, называемое остаточным теплом, представляет собой небольшую долю тепла, выделяемого при нормальной работе.

Топливный жгут CANDU

Основные системы охлаждения

Охлаждение топлива включает три основные системы:

• система теплопередачи
• паровая система
• система охлаждения конденсатора

Система теплопередачи подает тепло, вырабатываемое реактором, к парогенераторам.

Эта система состоит из очень прочных труб, заполненных тяжелой водой — редким типом воды, встречающимся в природе. Трубы и другие компоненты регулярно обслуживаются и проверяются и при необходимости заменяются.

Осмотры включают измерение износа труб и выявление любых микроскопических трещин или изменений задолго до того, как они станут проблемой.

Краткий факт

В среднем одна из 7000 капель воды является тяжелой водой. Она на 10% тяжелее обычной воды, потому что содержит тяжелую форму водорода, называемую дейтерием.

Система теплопередачи

Вторая система, паровая система , использует обычную воду. Тепло от реактора превращает эту воду в пар для запуска турбин и генераторов.

Паровая система

Этот пар затем охлаждается и конденсируется с помощью третьей системы, которая закачивает холодную воду из водоема, такого как озеро или водохранилище. Это называется система охлаждения конденсатора .

Как и другие компоненты, система охлаждения пара и конденсатора регулярно проверяется.

Эти инспекции проводятся в течение всего срока службы ядерных установок для подтверждения того, что стареющее оборудование функционирует в соответствии с первоначальным проектом.

Система охлаждения конденсатора

Система охлаждения останова

Более простая система охлаждения используется, когда реактор останавливается на длительный период, например, во время планового останова.

Для работы требуется небольшое количество энергии, и он подключается непосредственно к системе теплопередачи. Это позволяет частично слить воду из системы теплоносителя первого контура для выполнения работ по проверке и техническому обслуживанию (например, проверка труб парогенератора или замена компонентов насоса).

Несколько источников питания

Для работы систем охлаждения требуется электричество. При нормальной работе они получают электроэнергию из той же энергосистемы, что и все мы.

Атомные электростанции в Канаде также оснащены несколькими источниками резервного питания на случай отключения их от сети.

Источники резервного питания включают электроэнергию на месте, то есть электроэнергию, вырабатываемую самой установкой.

Кроме того, доступны:

Аварийные электрогенераторы

• два или три резервных электрогенератора
• два или три аварийных электрогенератора
• аварийные батареи

Некоторые заводы включают в себя еще больше оборудования.

Вы можете узнать больше, наблюдая за тем, что произойдет в очень маловероятном случае полного отключения электроэнергии на станции — ситуации, которая привела к аварии на Фукусиме после сильного цунами, уничтожившего все доступные источники энергии на месте.

Естественная циркуляция

Одной из неотъемлемых и проверенных характеристик безопасности реакторов CANDU является их способность охлаждать реактор за счет естественной циркуляции.

В реакторах CANDU естественная циркуляция вступает в силу, когда перестают работать насосы, обычно проталкивающие теплоноситель по системе теплопередачи.

Для продолжения естественной циркуляции парогенераторы должны быть заполнены холодной водой.

Как это работает?

Эта функция охлаждения реакторов CANDU работает из-за разницы в температуре и высоте между парогенераторами (холоднее и физически выше, чем активная зона реактора) и активной зоной реактора (горячее и ниже, чем парогенераторы)

Системы аварийного впрыска

Аварийные резервуары с азотом под давлением

В маловероятном случае утечки тяжелой воды, которая может быть вызвана, например, разрывом трубы, система аварийного впрыска обеспечит продолжение циркуляции воды над контейнерами с топливом для его охлаждения.

Они будут делать это, работая с баллонами под давлением азота или насосами.

Резервуар для сбора, расположенный в подвале здания реактора, собирал воду и перекачивал ее обратно в реактор до проведения ремонта.

Аварийное оборудование для смягчения последствий

Инспектор CNSC проверяет портативный аварийный электрогенератор

В качестве одного из действий, предусмотренных CNSC после аварии на Фукусиме, операторы атомных электростанций в Канаде приобретают аварийное оборудование для смягчения последствий, такое как переносные электрогенераторы и насосы, который можно было бы использовать для перевода реакторов в состояние безопасного останова во время тяжелой аварии.

Оборудование, расположенное на площадке и за ее пределами, легко транспортируется и может использоваться несколькими способами.

Например, его можно использовать для стабилизации реакторов, подачи питания в диспетчерскую и добавления воды в бассейны с отработавшим ядерным топливом, чтобы они могли продолжать охлаждать отработавшее ядерное топливо.

К началу страницы

Содержащие радиацию

Защитные слои

Ядерные реакторы имеют несколько барьеров для безопасного сдерживания радиации.

В основе всех реакторов CANDU лежат закаленные керамические таблетки из природного урана.

Эти гранулы содержат радиацию. Они образуют первый слой сдерживания.

Гранулы заключены в стержни, образующие второй слой защитной оболочки. Топливные стержни CANDU изготовлены из циркалоя, металлического сплава, чрезвычайно стойкого к нагреву и коррозии.

Затем стержни загружаются в напорные трубы, являющиеся частью системы теплопередачи. Это третий уровень сдерживания.

Напорные трубы находятся внутри металлического резервуара, называемого каландрией, который сам находится внутри толстого свода из железобетона.

Четвертый уровень защитной оболочки — это здание, в котором размещается и защищается реактор.

Стены здания реактора выполнены из железобетона не менее одного метра.

Здание реактора окружено запретной (охранной) зоной.

Сведение к минимуму выбросов радиации

При нормальной работе атомные электростанции выбрасывают очень небольшое количество радиации в воздух и воду.

Эти выбросы происходят из реактора и его системы, а также в результате деятельности по обращению с отходами.

В целях снижения выбросов в атмосферу в составе систем вентиляции устанавливаются высокоэффективные фильтры и радиационные мониторы.

Фильтры удаляют более 99% радиации из воздуха до того, как она попадет в окружающую среду.

Подобные системы также устанавливаются для удаления радиоактивности из водных выбросов.

Инспектор CNSC проверяет уровни радиации

Эти выбросы обычно происходят из промывочной воды, используемой для мытья поверхностей, полов и стирки, а также из воды, стекающей из душевых и раковин.

Все выбросы радиации от ядерных объектов в Канаде очень малы. Они контролируются и контролируются оператором станции, и о них сообщается в CNSC.

Уровни выброса значительно ниже нормативных пределов и не представляют опасности для здоровья и безопасности людей или окружающей среды.

Системы фильтрации регулярно проверяются, и по закону операторы электростанций должны сообщать обо всех радиоактивных выбросах в окружающую среду.

Защита защитной оболочки в случае аварии

Предусмотрены системы безопасности, которые в случае аварии могут защитить защитную оболочку от внутреннего давления из-за выбросов пара внутри здания реактора.

В одноблочной станции внутреннее давление может быть снижено за счет распыления воды из бака для облива.

Вид в разрезе здания реактора с одним блоком CANDU

На многоблочной станции давление будет снижаться за счет выпуска пара и горячих газов из здания реактора в здание вакуума.

Вакуумное здание представляет собой конструкцию, специально разработанную для быстрого и безопасного снижения давления внутри здания реактора. В этом здании также есть система облива для контроля давления.

Вакуумные и обдувочные системы работают без электричества и периодически проверяются под наблюдением инспекторов CNSC.

Вид в разрезе многоблочной атомной электростанции CANDU
Текстовая версия многоблочной атомной электростанции.

Завод состоит из трех основных частей: вакуумного цеха,
здание реактора и машинный зал. На изображении указаны ключевые компоненты и их расположение на предприятии.
В вакуумном здании мы находим сливной бак и клапаны сброса давления. В здании реактора мы видим парогенераторы,
реактор и сборный бассейн, который находится в подвале здания. Машинный зал соединен со зданием реактора.
На изображении показаны турбины, генератор, а также конденсатор для охлаждения воды из озера или моря.
Также идентифицированы некоторые части за пределами завода, а именно система воздушного фильтра рядом с вакуумным зданием,
аварийные и резервные электрогенераторы и опора ЛЭП.
Версия с большим изображением

Управление водородом

Инспектор CNSC лично осматривает недавно установленный пассивный автокаталитический рекомбинатор.