АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ. Аэс определение

АЭС - определение - что это ?

[[Файл:Nuclear power station.svg|thumb|400px|Страны с атомными электростанциями.

]] А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка, использующая для производства электрической (и в некоторых случаях тепловой) энергии ядерный реактор (реакторы) и содержащая комплекс необходимых сооружений и оборудования.

== История == [[Файл:BalakovoNPP3.jpg|thumb|250px|Балаковская АЭС, Россия]] [[Файл:Kernkraftwerk Saporischschja.JPG|thumb|250px|Запорожская АЭС, Украина]] [[Файл:Nuclear Power Plant Cattenom.jpg|thumb|250px|АЭС Каттеном, Франция]] Попытки использовать управляемую ядерную реакцию для производства электричества начались в 1940-х годах в нескольких странах. В СССР во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого стала электроэнергетика. В 1948 году по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.

3 сентября 1948 года впервые удалось запитать электроприборы с помощью электричества, полученного на графитовом реакторе X-10. В мае 1950 года в городе Обнинске, расположенном в Калужской области, началось строительство Обнинской АЭС. В том же 1950 году в США был создан реактор недалеко от города Арко, штат Айдахо. Данный реактор 20 декабря 1951 года в ходе эксперимента выработал пригодное для использования электричество мощностью 800 Вт. После этого мощность реактора была повышена для обеспечения электроэнергией станции, на которой находился реактор. Это даёт право называть данную станцией первой экспериментальной АЭС, но при этом она не была подключена к энергетической сети.

Обнинская АЭС мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР. Она стала первой в мире атомной электростанцией, подключённой к общей электрической сети, хотя и производила электричество не в промышленных масштабах. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущен первый блок Ленинградской АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год в США вступила в строй АЭС Шиппингпорт мощностью 60 МВт. В 1959 году свою первую АЭС запустила Франция, 1961 — Германия, 1962 — Канада, 1964 — Швеция, 1966 — Япония. В 1976 году начались строительные работы на рекордном за всю историю атомной энергетики числе новых реакторов, 44 единицы. Годом ранее Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) выпустило прогноз, согласно которому к 2000 году суммарная мощность АЭС во всем мире достигнет 4000 ГВт или даже 7000 ГВт. Оценка оказалась завышенной в 10 раз.

В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, после чего США постепенно прекратили строительство атомных реакторов. К идее введения новых ядерных мощностей вернулась администрация Джорджа Буша младшего в начале 2000-х годов. Существовали планы серийного строительства реакторов третьего поколения, получившие неофициальное название «атомного ренессанса». На 2016 год четыре таких реактора строятся.

В 1984 и 1985 годах рекордное число реакторов было введено в эксплуатацию, 33 единицы в каждом году. В 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира пересмотреть проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. Под влиянием чернобыльской катастрофы Италия провела референдум, на котором большинство высказалось за закрытие АЭС страны. В результате, в 1990-х Италия прекратила эксплуатировать атомные станции.

15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы.

К концу 80-х годов темпы строительства атомных станций существенно замедлились. Тем не менее, в 1996 году доля атомной энергетики во всемирной генерации электричества достигла своего пика — 17,6 %.

Большое влияние на атомную энергетику оказала катастрофа на АЭС Фукусима-1, произошедшая в марте 2011 года в Японии. Она возникла в результате воздействия на АЭС сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.

== Выработка электроэнергии == В 2016 год суммарно АЭС мира выработали 2477 ТВт⋅ч электроэнергии, что составило 10,7 % всемирной генерации электричества. На апрель 2017 года количество действующих (и временно остановленных) ядерных энергоблоков в мире составляет 451 в г. Энергодаре (Запорожская область, Украина), строительство которой началось в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 суммарной мощностью .

Крупнейшая АЭС в мире (по установленной мощности) — АЭС Касивадзаки-Карива (с 1997 года) находится в японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. Она имеет пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная установленная мощность которых составляет . Однако станция не генерирует электричество с 2011 года. Поэтому крупнейшей в мире действующей является южнокорейская АЭС Кори с семью действующими энергоблоками (PWR) установленной мощностью .

== Современное состояние и перспективы == Атомные электростанции использует 31 страна. Подавляющее большинство АЭС находится в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще. В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт. Еще 41 реактор не производил электричества от 1,5 до 20 лет, причём 40 из них находятся в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики. Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает в 2018—2019 годах.

Несколько стран, включая США, Японию, Южную Корею, Россию, Аргентину, ведут разработки мини-АЭС с мощностью порядка 10—20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов. Предполагается, что малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) могут создаваться с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества. Строительство одного малогабаритного реактора CAREM25 ведётся в Аргентине. Первый опыт использования мини-АЭС получил СССР (Билибинская АЭС).

== Классификация ==

=== По типу реакторов === Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов: * с реакторами на тепловых нейтронах, в том числе с: ** водо-водяными ** кипящими ** тяжеловодными ** газоохлаждаемыми ** графито-водными ** высокотемпературными газоохлаждаемыми ** тяжеловодными газоохлаждаемыми ** тяжеловодными водоохлаждаемыми ** кипящими тяжеловодными * с реакторами на быстрых нейтронах.

=== По виду отпускаемой энергии === Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на: * Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции. * Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

== Принцип действия == [[Файл:PressurizedWaterReactor ru.gif|left|frame|Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)]] [[Файл:PWR Nuclear Power Plant - ru.svg|500px|right|thumb|Энергоблок с водо-водяным реактором на примере Библис-B]] На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя и охладителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферного), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

== Атомная станция теплоснабжения == Россия — одна из немногих стран, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии. Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако, из-за наступивших в конце 1980-х гг. экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством город Билибино в Заполярье ( чел.), и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония): * Сибирская АЭС, поставлявшая тепло в Северск и Томск. * Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате, с 1964 года до его остановки в 2010-м поставлявший тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000: * Воронежская АСТ (не путать с Нововоронежской АЭС) * Горьковская АСТ * Ивановская АСТ (только планировалась) Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В настоящий момент (2006) концерн «Росэнергоатом» планирует построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах. Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем».

На Украине от АЭС отапливается ряд городов, в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе.

== Достоинства и недостатки == Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива. Например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1—1,5 года (для сравнения, Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, минимальны. В России это особенно важно в Европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно в год на газовых и до на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС возникают в редких случаях задействования резервных дизельных генераторов. ТЭС мощностью потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода.

Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС.

Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД (не более 35 %). Однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери.

Существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД.

Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство АЭС по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000-х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за кВт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200 $, на газе — 950 $). Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за кВт (на 35 % выше, чем для угольных, на 45 % — газовых ТЭС).

Главный недостаток АЭС — тяжёлые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии. В общей сложности в реакторе АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу. Среди них:

Возникшие газы через микротрещины ТВЭЛов (в реакторе ВВЭР-1000 находится 48 тыс. ТВЭЛов), а также в процессе извлечения ТВЭЛов в ходе их периодической замены, попадают в теплоноситель. Согласно статистике один из 5000 ТВЭЛов имеет какие-то серьёзные повреждения оболочки, облегчающие попадание продуктов деления в теплоноситель. Эксплуатационным регламентом российских АЭС допускается наличие до 1 % ТВЭЛов с повреждённой защитной оболочкой.

Реактор типа ВВЭР образует в год около газообразных радиоактивных выбросов. Большинство из них удерживается фильтрами или быстро распадаются, теряя радиоактивность. При этом реакторы типа РБМК дают на порядок больше газообразных выбросов, чем реакторы типа ВВЭР. Среднесуточный выброс радиоактивных газов и аэрозолей на Курской АЭС в 1981—1990 и Смоленской в 1991—1992 годах достигал . В среднем в сутки на территории России газообразные выбросы АЭС составляли до 1993 года около (за год — около ).

Большая часть радиоактивности газоаэрозольных выбросов генерируется короткоживущими радионуклидами и без ущерба для окружающей среды распадается за несколько часов или дней. Кроме обычных газообразных выбросов время от времени АЭС выбрасывает в атмосферу небольшое количество радионуклидов — продуктов коррозии реактора и первого контура, а также осколков деления ядер урана. Они прослеживаются на несколько десятков километров вокруг любой АЭС.

== Безопасность атомных электростанций == Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор.

Охрана труда регламентируется следующими документами: # Правила охраны труда при эксплуатации тепломеханического оборудования и тепловых сетей атомных станций ОАО «Концерн Энергоатом». СТО 1.1.1.02.001.0673-2006 Ядерная безопасность регламентируется следующими документами: # Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97) # Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г — 1 — 024 — 90) Радиационная безопасность регламентируется следующими документами: # Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) # Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010) # Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99) # Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) # [http://www.consultant.ru/document/cons_doc_law_22481/ Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».]

== Срок эксплуатации и износ оборудования == Срок эксплуатации АЭС ограничивается, в частности, изменением механических свойств, однородности материала и нарушением геометрической формы конструкционных элементов реактора под действием радиационного излучения. При строительстве первой АЭС в США специалисты считали, что вклад этого эффекта настолько велик, что не позволит эксплуатировать реактор более 100 дней, сейчас же срок эксплуатации реакторов АЭС оценивается в некоторых случаях до 60 лет.

Нормативный срок эксплуатации атомных энергоблоков устанавливается правительством конкретной страны на основании проектного ресурса работы конкретного типа энергоблока. Этот срок обычно составляет 30—40 лет. В результате исследований узлов и агрегатов энергоблока и, в случае необходимости, принятия мер по их восстановлению срок эксплуатации может быть продлён на десятилетия за пределы проектного срока. Продление срока эксплуатации является весьма экономически эффективной мерой; так, для реактора ВВЭР-1000 затраты на продление срока службы на 10 (20) лет оцениваются в 76 (89) млн долларов, тогда как прибыль от эксплуатации в течение этих сроков составляет 970 (1300) млн долларов. Эксплуатация реакторов ВВЭР первого поколения и РБМК в России продлена до 45 лет, ВВЭР второго поколения — до 55 лет. Под замену старым реакторам, для которых приближается нормативный срок вывода из эксплуатации, иногда строятся новые реакторы. Типичный пример представляет ЛАЭС-2, которая строится в городе Сосновый Бор на замену приближающейся к выводу из эксплуатации ЛАЭС-1. В США обычно операторы АЭС получают лицензию на эксплуатацию нового реактора в течение 40 лет. Позднее операторы могут запрашивать продление лицензии до 60 лет. Несколько десятков таких разрешений уже предоставлены. В 2015 году подан первый запрос на продление лицензии до 80 лет, для двух энергоблоков АЭС Сарри в штате Виргиния. Средний возраст американских реакторов составляет 35,6 года. Во Франции предельный срок эксплуатации не установлен. АЭС раз в 10 лет проходят инспекцию, по результатам которой выдается продление лицензии при соответствии стандартам безопасности. Средний возраст реакторов Франции — 29 лет. Орган ядерной безопасности Франции (Autorité de sûreté nucléaire) заявил о намерении предоставлять разрешение эксплуатировать реакторы свыше 40 лет. В соответствии с новыми правилами ядерной безопасности Японии операторы АЭС могут просить разрешение продолжить эксплуатацию реактора свыше 40 лет. Правительственное агентство должно либо разрешить, либо запретить эксплуатацию, а в 2016 году удалось удержать плазму с температурой 5 K в течение 102 секунд.

В настоящее время при участии России, США, Японии и Евросоюза на юге Франции в Кадараше ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

== См. также == * Ядерная энергетика * Список АЭС мира * Атомная энергетика по странам * Авария на Чернобыльской АЭС * Авария на АЭС Фукусима-1 * Радиоактивные отходы * Ядерное топливо * Ядерный реактор

== Примечания ==

== Ссылки ==

* [http://rosenergoatom.ru/ Официальный сайт ОАО «Концерн Росэнергоатом»] * [http://dev.qmaps.nl/?application=Nuclear%20power Атомные станции мира.] * [http://nuclear.ru/ Аналитический сайт по атомной энергетике] * [http://www.areva-np.com/ AREVA NP] * [http://russianatom.ru/ Радиационная обстановка на предприятиях Росатома] * [http://www.sci-books.org/ Справочники «Свойства конструкционных материалов атомной промышленности»] * [http://dmoz.org/World/Russian/Наука/Технологии/Энергетика/Атомная_энергетика/АЭС/ Атомные электростанции] в Открытом Каталоге * [http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html World Nuclear Power Reactors & Uranium Requirements — Атомная энергетика по странам] * [https://www.youtube.com/watch?v=5gYYIls3OG8 Учебный фильм о атомной энергетике]

Категория:Ядерный реактор Категория:Ядерная химическая технология Категория:Изобретения СССР Категория:Изобретения России

Texte soumis à la licence CC-BY-SA. Source : Article https://ru.wikipedia.org/wiki/Атомная_электростанция de Wikipédia

chto-eto-opredeleniye.what-is-this.net

Атомная электростанция (АЭС) - определение

Чернобыльская Реклама:

Чернобыль

Новая книга о сталкерах? «Чернобыльская зона глазами сталкера» современный путеводитель, карманная энциклопедия об объектах в зоне отчуждения Чернобыльской АЭС. После аварии за 30 прошедших лет зона все еще имеет ряд уникальных достопримечательностей...

ЧАЭС

Водоем-охладитель ЧАЭС находится на этапе вывода из эксплуатации. Начало спуска воды из водоема началось в 2014 году. Спустя три года после начала осушения уровень воды снизился на 4,5 метра. Снижения...

Радиация

На Хэнфордском комплексе, где хранится 204 000 кубических метров радиоактивных отходов, произошла утечка радиоактивности в окружающую среду. Это стало известно после проверки правильности работы системы учета уровня жидких...

Саркофаг

Саркофаг в трехмерных моделях. Графические визуализации Саркофага, составленные по данным исследователей сооружения. Саркофаг: результаты моделирования 3Д-моделирование является мощным средством анализа и наглядного...

Зона отчуждения

По сообщению пресс-службы прокуратуры Киевской области, в городе Чернобыль обнаружено вещество похожее на взрывчатку. Как сообщается, вещество было обнаружено в 48 летнего гражданина Украины в городе Чернобыль. На данный момент правоохранительные службы на сообщают о происхождении...

Атомная энергия

В 2017 году в Чернобыльской зоне отчуждения начато строительство железнодорожной ветки, которая должна связать площадку строительства Централизованного хранилища отработанного ядерного топлива с транспортной системой...

chornobyl.ru

Атомная электростанция это что такое Атомная электростанция: определение — История.НЭС

Атомная электростанция

В 1922 г. в Петрограде академик Ферсман прочитал доклад. Он назывался «Пути к науке будущего». Ученый предсказывал использование грандиозных запасов внутриатомной энергии.

При сгорании ядерного топлива в урановом реакторе выделяется в 10 000 000 раз больше энергии, чем при сгорании равной по весу порции органического вещества в топке обычной тепловой электростанции.

Условием работы атомного реактора, утверждал ученый, является цепная реакция деления ядра урана, для чего следует обстреливать уран?235 нейтронами. Последние, взаимодействуя с атомами урана, вызывают деление их ядер. Деление одного ядра, в свою очередь, вызывает деление других. При этом происходит выделение нейтронов. Для обеспечения самоподдерживающейся цепной реакции необходимо такое количество урана, критическая масса которого была бы около 50 кг.

Уменьшить критическую массу можно, смешав уран с каким?либо неделящимся веществом. Принцип работы реактора был открыт Э. Ферми. В 1934 г. он вместе со своими сотрудниками Б. Понтекорво и Амальди исследовал радиоактивность различных элементов. Образцы представляли собой пустотелые цилиндры со вставленными в них источниками нейтронов. При облучении материала цилиндра нейтронами образовывались радиоактивные ядра. В ходе экспериментов было обнаружено, что активность материала зависит от предметов, стоящих вблизи цилиндра. Наибольшая радиоактивность была достигнута при погружении цилиндра в бассейн с водой. Ферми объяснил это тем, что, сталкиваясь с почти равными по весу атомами водорода, нейтрон теряет большую часть своей энергии. Его скорость равна примерно 2000 м/с. Такие нейтроны называют медленными, а нейтроны, образующиеся при делении и имеющие скорость 20 000 км/с, – быстрыми.

Снижение скорости нейтронов позволяет увеличить количество нейтронов, взаимодействующих с ядрами, а следовательно, и число делящихся ядер. Открытие Ферми позволило построить реактор, в котором происходило удержание достаточного количества нейтронов, рождающихся при делении.

Работы по созданию ядерного реактора велись в начале 40?х годов прошлого века в Германии, США и СССР.

Немецкие ученые, спеша создать атомную бомбу, построили в подземной лаборатории Хайгерлох реактор, в котором в качестве замедлителя применялась «тяжелая вода» – соединение кислорода с дейтерием – тяжелым изотопом водорода. Не хватало критической массы: для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции необходимо 1,5 тонны урана и 2 тонны тяжелой воды. В Норвегии в это же время был выведен из строя завод по производству тяжелой воды.

В 1942 г. в Чикагском университете был запущен ядерный реактор, в котором в качестве замедлителя использовался особо чистый графит. В 1946 г. реактор такого же типа был запущен в СССР. Оба реактора гетерогенного типа: в них уран был собран в блоки?стержни, между которыми размещались блоки графита. Благодаря такой конструкции быстрые нейтроны замедляются в блоках графита, не поглощаясь атомами урана?238. В качестве замедлителя в таких реакторах применяется тяжелая вода.

В гомогенных реакторах горючее в виде тонкого порошка находится во взвешенном состоянии в жидком замедлителе (обычно соль урана, равномерно распределенная в тяжелой воде). Позже появились реакторы, в которых использовался расплавленный висмут, содержащий торий и небольшое количество урана?233.

Запуск реактора осуществлялся следующим образом: вначале реактор приводят в состояние надкритичности, вводя больше урана, чем это необходимо для поддержания цепной реакции. Мощность реактора возрастает. Для ее ограничения в реактор вводят поглотитель нейтронов – бор в количестве, достаточном для поддержания критического уровня работы реактора. Для управления процессом в рабочем объеме реактора предусмотрены пустоты для поглотителя – отверстия?тоннели, проходящие через весь реактор. Мощность регулируют, погружая стержни в тоннели или выводя их.

В 1945 г., когда атомные бомбы уже уничтожили Хиросиму и Нагасаки, крупным американским ученым задали вопрос: «Удастся ли и когда использовать атомную энергию в мирных целях?». Почти все ученые назвали одну цифру: 50 лет (1995 г.). Почему же именно этот срок называли американцы?

Американские специалисты руководствовались не столько техническими, сколько экономическими соображениями. Они исходили из того, что атомная энергия дороже энергии, вырабатываемой тепловыми или гидроэлектростанциями. Поэтому ее производство станет экономически обоснованным только тогда, когда начнут истощаться запасы нефти.

Эксперты ошиблись: уже в 1954 г. в СССР в Обнинске была пущена в эксплуатацию первая атомная электростанция мощностью 5 мегаватт.

Реактор первой советской атомной электростанции работал на обогащенном естественном уране, в котором содержание урана?235 было доведено до 5 %. Реактор находился в стальном баке диаметром 3 м и высотой 4,6 м. Он был заполнен графитом, в центральной его части было 128 рабочих каналов, туда опускались стержни урановых тепловыделяющих элементов. Эти стержни были окружены длинными графитовыми цилиндрами и образовывали активную зону диаметром 150 см и высотой 170 см.

Работа реактора начиналась лишь после того, как в него опускали более 60 стержней. Общая загрузка урана в реактор составляла 550 кг. Суточный расход урана – примерно 30 г, что эквивалентно 100 т угля. Регулировка мощности реактора осуществлялась при помощи стержней из карбида бора, активно поглощающего нейтроны. В качестве теплоносителя в первичном контуре применялась циркулирующая вода, имевшая давление 100 атм и температуру 280–290 °C.

В теплообменнике (парогенераторе) образовывался перегретый пар с давлением 12–13 атм и температурой 260–270 °C, поступавший в турбину электростанции. Полный КПД электростанции – 17–19 %. За первые два года эксплуатации Обнинская АЭС израсходовала несколько килограммов урана. Тепловая электростанция такой же мощности сожгла бы за тот же период более 75 тыс. т угля.

В 1956 г. в Англии в Колдер?Холле была введена в эксплуатацию АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт. В 1957 г. заработала первая американская АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте.

В реакторах, работающих на быстрых нейтронах, замедлитель отсутствует, а теплоносителем обычно является жидкий металл. Цепная реакция поддерживается непосредственно быстрыми нейтронами. В таком реакторе применяется практически чистый изотоп урана?235 или искусственно полученное вторичное ядерное горючее – плутоний?239 и уран?233. Это вторичное горючее получают в таком же реакторе в ходе процесса расширенного воспроизводства горючего.

Такие реакторы получили название бридерные, или реакторы?размножители. В 1951 г. в США был построен первый опытный бридерный реактор, ас 1953 г. развернулись работы по созданию крупного реактора такого типа.

В Советском Союзе в 1950–1960?е годы использовались реакторы на быстрых нейтронах типа «БР?1», «БР?2», «БР?5». Определив коэффициент воспроизводства и другие физические характеристики, советские ученые спроектировали реакторы на быстрых нейтронах мощностью в 50 и 250 тыс. кВт. Промышленные АЭС на быстрых нейтронах были построены в городах Шевченко и Белоярске.

Одной из наиболее важных задач в области атомной техники является совершенствование методов очистки и переработки тепловыделяющих элементов реактора. В процессе работы ядерного реактора свойства топлива ухудшаются. В нем накапливаются продукты деления (шлаки). Они захватывают нейтроны, уменьшая их число и препятствуя протеканию самоподдерживающейся цепной реакции. Поэтому в реакторе периодически заменяют тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). На специальных химических заводах они подвергаются переработке с целью удаления осколков деления и выделения накопившихся плутония и урана. Это львиная доля расходов на эксплуатацию реактора.

Первые исследовательские реакторы с графитовым или тяжело?водным замедлителем и естественным ураном были дорогими и громоздкими. Принципиально новым шагом явилось создание водоводяных реакторов. В них замедлителем и отражателем нейтронов, а также теплоносителем и частично защитой служит обычная вода.

Помимо описанных выше водо?водяных и графито?водных реакторов также применяются и другие виды реакторов на тепловых нейтронах. Это тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжелой водой в качестве замедлителя и графито?газовые, в которых в качестве теплоносителя применяется газ (гелий или углекислый газ), а в качестве замедлителя – графит. В качестве теплоносителя и охладителя могут использоваться также жидкие или расплавленные металлы: натрий, свинец, калий.

Выбор типа реактора определяется накопленным опытом в реакторостроении, наличием необходимого оборудования и запасами сырья. В СССР строились преимущественно графито?водные и водо?водяные реакторы, в США – водо?водяные, в Великобритании – графито?газовые.

Атомные электростанции, в зависимости от системы теплопередачи, могут иметь одно?, двух– и трехконтурные схемы. Если теплоноситель – жидкий металл, то он в особом теплообменнике отдает тепло другому теплоносителю – газу или воде, использующимся в турбинах в виде пара или горячих газов. Такая схема с промежуточным теплообменником называется двухконтурной. Ее применение позволяет ограничиться установкой биологической защиты лишь для реактора и теплообменника и исключает ее необходимость для всего теплосилового оборудования.

Для регулирования работы реактора применяются кадмиевые стержни или стержни из бора и гафния, изменяющие величину потока нейтронов.

Биологическая защита реактора представляет собой слой вещества, отражающего нейтроны, и защитные слои веществ (бетона, свинца, воды, серпентинового песка). Оборудование реакторного контура устанавливается в герметичных боксах. Места возможной утечки контролируются специальными системами. При авариях в системе охлаждения реактора предусматривается быстрое глушение ядерной реакции.

В 1960?е годы в мире стремительно строились мощные АЭС, каждая из которых состояла из нескольких блоков. Кроме выработки электроэнергии на некоторых АЭС устанавливались устройства для опреснения морской воды.

Темпы строительства атомных электростанций резко упали после аварии в 1986 г. на Чернобыльской АЭС. При разгерметизации реактора в окружающую среду было выброшено огромное количество радиоактивных веществ.

Это вызвало дискуссии о целесообразности применения ядерной энергии, влиянии атомной энергетики на окружающую среду. Возникли проблемы с переработкой и захоронением радиоактивных отходов. Некоторые страны отказались от строительства новых АЭС и стали консервировать действующие. Но растущее потребление электроэнергии и назревающий кризис добычи энергоносителей заставляют ученых и инженеров проводить дальнейшие исследования в области атомной энергетики. Наиболее актуальным направлением является осуществление управляемой термоядерной реакции.

Оцените определение:

Источник: 100 знаменитых изобретений

interpretive.ru

АЭС - определение - русский

Пример предложения с "АЭС", памяти переводов

Common crawlВ настоящее время ведутся работы по изготовлению оборудования для Белоярской АЭС-2, для АЭС Куданкулам Индия.

UN-2В качестве примеров были приведены доступ к информации и участие общественности в обсуждениях относительно ядерной установки АЭС "Пакс" и серьезный инцидент 2003 года уровня 3 по Международной шкале ядерных событий (INES).

UN-2Со дня аварии на Чернобыльской АЭС, который вошел в историю развития цивилизации печальной и трагической датой, связанной с развитием научно-технического прогресса в XX столетии, минуло 17 лет.

UN-2Однако вывод из эксплуатации некоторых из этих АЭС был разрешен после проведения ОВОС в соответствии с положениями Конвенции.

UN-2Делегация представила подробную информацию о мерах по восстановлению в пострадавших районах, включая дорожную карту для контроля и предотвращения выбросов радиоактивных материалов в окружающую среду из поврежденной АЭС, и заверила Комиссию в том, что дополнительная информация будет и впредь предоставляться международному сообществу транспартентным образом.

Common crawl28 сентября 2009: В Беларуси стартует проект «Территориально–ориентированное развитие регионов, пострадавших в результате аварии на Чернобыльской АЭС» – его презентация состоялась в минувшую пятницу, 25 сентября, в Гомеле.

UN-2На 1 июля 2008 года месячные социальные пособия получили 55,5 тысяч детей (лица, не достигшие 18 лет) с ограниченными возможностями здоровья, 23,9 тысяч детей лиц, погибших при защите территориальной целостности Республики, инвалидов войны и инвалидов Чернобыльской АЭС, 8,6 тысяч детей в возрасте до 1 года.

WHOДозы облучения, полученные работниками АЭС, были указаны Токийской энергетической компанией (TEPCO) и некоторыми другими подрядчиками.

Common crawl18 лет спустя после аварии на Чернобыльской АЭС, Ян Эгеланн, Заместитель Генерального секретаря ООН по гуманитарным вопросам, призывает международное сообщество не отворачиваться от нужд людей, которые все еще преодолевают последствия самой страшной за всю историю человечества ядерной катастрофы.

UN-2Результаты мониторинга имеют важное значение для оценки хода осуществления социально-экономических мер, предусмотренных в программе снятия с эксплуатации первого энергоблока Игналинской АЭС, а также для ежегодного обзора ее реализации.

ProjectSyndicate«Фукусима», скорее всего, уменьшит привлекательность ядерной энергетики, так же как это произошло после аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» в Пенсильвании в 1979 году, не говоря о значительно более серьезной катастрофе на Чернобыльской АЭС в 1986 году.

UN-2В строгом соответствии со своими международными обязательствами Беларусь приступила к проведению общественных слушаний для согласования отчета по оценке воздействия на окружающую среду при проектировании и строительстве белорусской АЭС.

UN-2На конец 2007 года в мире насчитывалось 34 АЭС на стадии строительства.

UN-2Рассматриваемая деятельность касается продления лицензии на эксплуатацию реакторов No 1 и No 2 Ровенской АЭС.

News commentaryКроме того, поскольку примерно две пятых мирового населения проживает в переделах 100 километров от прибрежной линии, найти подходящий участок на побережье для начала или расширения программы АЭС уже достаточно сложно.

WHO«Через двадцать лет, прошедших после аварии на Чернобыльской АЭС, жители пострадавших районов до сих пор не имеют информации, необходимой им для того, чтобы вести здоровый и продуктивный образ жизни, который вполне возможен», - поясняет Луиза Винтон Координационного центра по Чернобылю ПРООН.

UN-2Комитет был удовлетворен информацией, содержащейся в письме правительства Армении от 19 ноября 2014 года, согласно которой решение о планируемом строительстве Мецаморской АЭС утратило свою актуальность, и деятельность, основанная на этом решении, приостановлена.MultiUnНесмотря на чрезвычайно затратные меры, принятые по горячим следам катастрофы и в последующие годы, Чернобыльская АЭС продолжает оставаться потенциальным источником опасности в центре Европы

UN-2«Арева» является членом ВАО АЭС с июля 2012 года.

OpenSubtitles2018После взрыва, радиус Зоны вокруг АЭС составляет 30 километров.

UN-2Информация, представленная Комитету, в частности в приложении 6 к сообщению, свидетельствует о том, что компетентные органы в определенной степени сориентировали общественность в отношении характера соответствующей информации и правовой основы процесса принятия соответствующих решений относительно АЭС.

UN-2На третьей Всемирной конференции Организации Объединенных Наций по снижению риска бедствий делегация Украины приняла участие в презентации, посвященной преодолению последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

Common crawlОсновными требованиями демонстрантов был призыв к властям не замалчивать на государственном уровне последствия аварии на ЧАЭС, вернуть льготы ликвидаторам и пострадавшим от аварии, не строить собственную АЭС в Беларуси.

OpenSubtitles2018На АЭС Три-Майл-Айланд произошла авария.

UN-2Что касается негативного влияния на здоровье населения и экологического ущерба, явившихся следствием аварии на Чернобыльской АЭС, то он поинтересовался мерами, принимаемыми для решения остающихся проблем.

Показаны страницы 1. Найдено 1889 предложения с фразой АЭС.Найдено за 0 мс.Накопители переводов создаются человеком, но выравниваются с помощью компьютера, что может вызвать ошибки. Они приходят из многих источников и не проверяются. Будьте осторожны.

ru.glosbe.com

АЭС - Википедия

Страны с атомными электростанциями. Эксплуатируются АЭС, строятся новые энергоблоки. Эксплуатируются АЭС, планируется строительство новых энергоблоков. Нет АЭС, станции строятся. Нет АЭС, планируется строительство новых энергоблоков. Эксплуатируются АЭС, строительство новых энергоблоков пока не планируется. Эксплуатируются АЭС, рассматривается сокращение их количества. Гражданская ядерная энергетика запрещена законом. Нет АЭС.

А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка, использующая для производства электрической (и в некоторых случаях тепловой) энергии ядерный реактор (реакторы) и содержащая комплекс необходимых сооружений и оборудования[1].

История[ | ]

Попытки использовать управляемую ядерную реакцию для производства электричества начались в 1940-х годах в нескольких странах. В СССР во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого стала электроэнергетика. В 1948 году по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии[2].

3 сентября 1948 года впервые удалось запитать электроприборы с помощью электричества, полученного на графитовом реакторе X-10[3][4][5]. В мае 1950 года в городе Обнинске, расположенном в Калужской области, началось строительство Обнинской АЭС. В том же 1950 году в США был создан реактор EBR-I недалеко от города Арко, штат Айдахо. Данный реактор 20 декабря 1951 года в ходе эксперимента выработал пригодное для использования электричество мощностью 800 Вт. После этого мощность реактора была повышена для обеспечения электроэнергией станции, на которой находился реактор. Это даёт право называть данную станцией первой экспериментальной АЭС, но при этом она не была подключена к энергетической сети.

Обнинская АЭС мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР. Она стала первой в мире атомной электростанцией, подключённной к общей электрической сети, хотя и производила электричество не в промышленных масштабах. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущен первый блок Ленинградской АЭС[значимость факта?].

15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы[6].

Выработка электроэнергии[ | ]

В 2016 год суммарно АЭС мира выработали 2477 ТВт⋅ч электроэнергии[7], что составило 10,7 % всемирной генерации электричества. На апрель 2017 года количество действующих (и временно остановленных) ядерных энергоблоков в мире составляет 451[7].

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии на 2016 год являлись[8][7]:

США (805,3 млрд кВт·ч/год), работает 99 атомных реакторов (19,7 % от вырабатываемой электроэнергии).
Франция (384,0 млрд кВт·ч/год), 58 реакторов (72,3 % от вырабатываемой электроэнергии).
Китай (210,5 млрд кВт·ч/год), 36 реакторов (3,6 % от вырабатываемой электроэнергии).
Россия (179,7 млрд кВт·ч/год), 37 реакторов (17,1 % от вырабатываемой электроэнергии).
Южная Корея (154,3 млрд кВт·ч/год), 25 реакторов (30,3 % от вырабатываемой электроэнергии).
Канада (97,4 млрд кВт·ч/год), 19 реакторов (15,6 % от вырабатываемой электроэнергии).
Украина (81,0 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов (52,3 % от вырабатываемой электроэнергии).
Германия (80,1 млрд кВт·ч/год), 8 реакторов (13,1 % от вырабатываемой электроэнергии).
Великобритания (65,1 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов (20,4 % от вырабатываемой электроэнергии).
Швеция (60,6 млрд кВт·ч/год), 10 реакторов (40,0 % от вырабатываемой электроэнергии).

Половина всемирной выработки электроэнергии на АЭС приходится на США и Францию.

Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС[9] в г. Энергодаре (Запорожская область, Украина), строительство которой началось в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 суммарной мощностью 6,0 ГВт (эл.).

Крупнейшая АЭС в мире (по установленной мощности) — АЭС Касивадзаки-Карива (с 1997 года) находится в японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. Она имеет пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная установленная мощность которых составляет 8,212 ГВт (эл.). Однако станция не генерирует электричество с 2011 года. Поэтому крупнейшей в мире действующей является южнокорейская АЭС Кори с семью действующими энергоблоками (PWR) установленной мощностью 6,862 ГВт (эл.).

Современное состояние и перспективы[ | ]

Атомные электростанции использует 31 страна. Подавляющее большинство АЭС находятся в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще. В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт[10]. Еще 41 реактор не производил электричество от 1,5 до 20 лет, причём 40 из них находятся в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики[10] на 2016 год в отрасли наблюдается спад. Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 году (2660 ТВт⋅ч). Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 году до 10,7 % в 2015 году. 158 реакторов были окончательно остановлены. Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет. Кроме того, строительство 6 реакторов формально продолжается более 15 лет.

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 — в Китае), либо в Восточной Европе. Две трети строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию. КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, ещё около полутора десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.

В то же время в мире существует противоположные тенденции стагнации и даже отказа от ядерной энергетики. Как некоторые лидеры атомной энергетики (США, Франция, Япония), так и некоторые другие страны закрыли ряд АЭС. Италия стала единственной страной, закрывшей все имевшиеся АЭС и полностью отказавшейся от ядерной энергетики. Бельгия, Германия, Испания, Швейцария осуществляют долгосрочную политику по отказу от ядерной энергетики. Литва, Казахстан временно не имеют ядерной энергетики, хотя планируют вместо закрытых АЭС построить новые. Австрия, Куба, Ливия, КНДР, Польша по политическим, экономическим или техническим причинам остановили свои ядерные программы перед пуском своих первых АЭС, начатых строительством, хотя две последние страны планируют строительство АЭС вновь. Ранее отказывалась от атомной энергетики Армения, однако затем её единственная АЭС была пущена в эксплуатацию вновь. Имеющие АЭС Нидерланды, Тайвань, Швеция планировали отказаться от атомной энергетики, хотя пока приостановили такие мероприятия. Также имели ранее, но отказались от программ атомной энергетики не имевшие АЭС Австралия, Азербайджан, Гана, Греция, Грузия, Дания, Ирландия, Латвия, Лихтенштейн, Люксембург, Малайзия, Мальта, Новая Зеландия, Норвегия, Португалия, Филиппины. Перспективы заявленного строительства новых АЭС в случаях некоторых стран также вызывают сомнения.

Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов. Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет. Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, работает в течение 47 лет.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

В 2007 году Россия приступила к строительству первой в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны[11]. Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает в 2018—2019 годах.

Несколько стран, включая США, Японию, Южную Корею, Россию, Аргентину ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10—20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов. Предполагается, что малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) могут создаваться с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.[12] Строительство одного малогабаритного реактора ведется в Аргентине. Первый опыт использования мини-АЭС получил СССР (Билибинская АЭС).

Классификация[ | ]

По типу реакторов[ | ]

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов:

По виду отпускаемой энергии[ | ]

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции.
Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

Принцип действия[ | ]

Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Атомная станция теплоснабжения[ | ]

Россия — одна из немногих стран, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии. Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако из-за наступивших в конце 1980-х гг. экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством город Билибино в Заполярье (5348[13] чел.) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония):

Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000:

Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

На Украине от АЭС отапливается ряд городов, в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе.

Достоинства и недостатки[ | ]

Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива. Например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1—1,5 года (для сравнения, Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, минимальны. В России это особенно важно в Европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС возникают в редких случаях задействования резервных дизельных генераторов. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода[15].

Затраты на по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000-х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за кВт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200 $, на газе — 950 $)[22]. Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за кВт (на 35 % выше, чем для угольных, на 45 % — газовых ТЭС)[23].

Главный недостаток АЭС — тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии[15]. В то же время в мире эксплуатируются реакторы, не имеющие важных систем безопасности, требовавшихся стандартами безопасности 1970-х годов.

Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства[15].

По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки[15].

Выбросы[ | ]

Любая работающая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по четырём направлениям:

газообразные (в том числе радиоактивные) в атмосферу;
выбросы большого количества тепла;
распространение вокруг АЭС жидких радиоактивных отходов.
Создание так называемых атомоградов.

В процессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает в миллионы раз. Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо- и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через высокую трубу, предназначенную для снижения их температуры.

Основные компоненты газоаэрозольных выбросов — радиоактивные инертные газы, аэрозоли радиоактивных продуктов деления и активированных продуктов коррозии, летучие соединения радиоактивного иода[24]. В общей сложности в реакторе АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу[25]. Среди них:

Реактор типа ВВЭР образует в год около 40 000 Ки газообразных радиоактивных выбросов. Большинство из них удерживается фильтрами или быстро распадаются, теряя радиоактивность. При этом реакторы типа РБМК дают на порядок больше газообразных выбросов, чем реакторы типа ВВЭР. Среднесуточный выброс радиоактивных газов и аэрозолей на Курской АЭС в 1981—1990 и Смоленской в 1991—1992 годах достигал 600—750 Ки/сут. В среднем в сутки на территории России газообразные выбросы АЭС составляли до 1993 года около 800 Ки (за год — около 300 тыс. Ки).

Безопасность атомных электростанций[ | ]

Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор.

Охрана труда регламентируется следующими документами:

. СТО 1.1.1.02.001.0673-2006

Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97)
. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г — 1 — 024 — 90)

Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)
Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99)
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)
Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

Срок эксплуатации и износ оборудования[ | ]

Срок эксплуатации АЭС ограничивается, в частности, изменением механических свойств, однородности материала и нарушением геометрической формы конструкционных элементов реактора под действием радиационного излучения[27]. При строительстве первой АЭС в США специалисты считали, что вклад этого эффекта настолько велик, что не позволит эксплуатировать реактор более 100 дней, сейчас же срок эксплуатации реакторов АЭС оценивается в некоторых случаях до 60 лет[28], а для АЭС Сарри в США в 2015 году запрошено разрешение на продление эксплуатации до 80 лет и планируется запросить такое же разрешение для АЭС Пич-Боттом[29][30].

Основным лимитирующим параметром ресурса для корпусов реакторов ВВЭР оказывается сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода основного металла и металла сварных швов. Сдвиг температуры растёт с ростом флюенса быстрых нейтронов F, хотя обычно менее быстро, чем флюенс (пропорционально F0,33...1,0). Восстановление облучённых корпусов реакторов и продление срока эксплуатации в некоторых случаях возможно при специальном отжиге корпуса, однако этот метод применим не для всех материалов корпусов и швов. Второй серьёзной материаловедческой проблемой реакторов является радиационное охрупчивание внутрикорпусных устройств, деформация которых из-за радиационного распухания стали и роста термоупругих напряжений ведёт к тому, что последующие большие изменения температурных напряжений совместно с высоким уровнем статических напряжений могут привести к усталостным разрушениям[28][31].

Нормативный срок эксплуатации атомных энергоблоков устанавливается правительством конкретной страны на основании проектного ресурса работы конкретного типа энергоблока. Этот срок обычно составляет 30—40 лет. В результате исследований узлов и агрегатов энергоблока и, в случае необходимости, принятия мер по их восстановлению срок эксплуатации может быть продлён на десятилетия за пределы проектного срока. Продление срока эксплуатации является весьма экономически эффективной мерой; так, для реактора ВВЭР-1000 затраты на продление срока службы на 10 (20) лет оцениваются в 76 (89) млн долларов, тогда как прибыль от эксплуатации в течение этих сроков составляет 970 (1300) млн долларов[28]. В России нормативный срок эксплуатации большинства типов энергоблоков составляет 30 лет[32][33]. Эксплуатация реакторов ВВЭР первого поколения и РБМК в России продлена до 45 лет, ВВЭР второго поколения — до 55 лет[34]. Под замену старым реакторам, для которых приближается нормативный срок вывода из эксплуатации, иногда строятся новые реакторы. Типичный пример представляет ЛАЭС-2, которая строится в городе Сосновый Бор на замену приближающейся к выводу из эксплуатации ЛАЭС-1. В США обычно операторы АЭС получают лицензию на эксплуатацию нового реактора в течение 40 лет. Позднее операторы могут запрашивать продление лицензии до 60 лет. Несколько десятков таких разрешений уже предоставлены[35]. В 2015 году подан первый запрос на продление лицензии до 80 лет, для двух энергоблоков АЭС Сарри в штате Виргиния[29][30]. Средний возраст американских реакторов составляет 35,6 лет. Во Франции предельный срок эксплуатации не установлен. АЭС раз в 10 лет проходят инспекцию, по результатам которой выдается продление лицензии

encyclopaedia.bid