Выработка электроэнергии на АЭС, атомные электростанции России, виды реакторов, аварийные режимы

Обновлено: 14.05.2024

Атомная электростанция — комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

переходит в тепловую

переходит в механическую

преобразуется в электрическую

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Из чего состоит АЭС?

Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты - для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения - градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Какие бывают АЭС?

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома - эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента.

В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.

Научный руководитель проекта - РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель - «Атоммаш» (г. Волгодонск).

Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) - ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100).

Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 - такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, - позволяют называть его реакторной установкой поколения III+.

Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 - энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 - был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок.

ВВЭР-1200 также используется на площадке Ленинградской АЭС-2 (энергоблок №5 ЛАЭС уже построен) и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах - PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже - Федеративная республика Германия).

Реактор БН-800

БН-800 (от «быстрый натриевый») - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем российского дизайна, сооруженный на энергоблоке №4 Белоярской АЭС (близ города Заречный Свердловской области). На нем планируется произвести окончательную отработку технологии реакторов на быстрых нейтронах, которая позволит в перспективе замкнуть ядерный топливный цикл.

Проект реактора БН-800 был в 1983-1993 годах разработан во ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ им. Лейпунского (г. Обнинск, Калужская обл.). В качестве предприятия-разработчика выступило АО «СПбАЭП» (ныне - предприятие Группы компаний ASE), конструктора - АО «ОКБМ им. Африкантова». Электрическая мощность реактора составляет 880 МВт, тепловая мощность - 2100 МВт.

Особенности энергоблока с БН-800 - это его самозащищённость от внешних и внутренних воздействий. В проекте предусмотрены пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива. Важная характеристика - нулевой натриевый пустотный эффект реактивности. Все это обеспечивает минимальную вероятность аварии с расплавлением активной зоны и выделения плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива.

Задачи, которые ставятся в процессе эксплуатации реактора -экспериментальная демонстрация ключевых компонентов замкнутого топливного цикла, отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.

В качестве топлива в БН-800 может использоваться как обычное (с оксидом урана), так и уран-плутониевое МОКС-топливо (смесь 235U и 239Pu). Применение в этом «быстром» реакторе уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать запасы энергетического плутония, но и утилизировать оружейный плутоний, а также сжигать долгоживущие изотопы актиноиды из облучённого топлива тепловых реакторов. Это дает надежду на формирование в перспективе экологически чистого замкнутого ядерного топливного цикла.

Ввод в промышленную эксплуатацию БН-800 доказал, что Росатом сохранил компетенции в области практического опыта строительства и пуска быстрых реакторов. Надежная работа блока призвана способствовать обеспечению атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт воспроизводства, утилизации отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах, а также утилизации радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония.

В октябре 2016 года старейший американский журнал по энергетике POWER - одно из наиболее влиятельных и авторитетных международных профессиональных изданий в этой области - оценил эти перспективы и присудил четвёртому энергоблоку Белоярской АЭС премию Power Awards за 2016 год в номинации «Лучшие станции» (Top Plants). Было отмечено, что данный энергоблок является самым мощным в мире бридером (реактором-размножителем) на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. В номинации «Лучшие станции» определяются наиболее перспективные и инновационные проекты, которые указывают вектор развития всей отрасли. Благодаря сооружению БН-800, как отмечают эксперты, Россия в настоящее время занимает первое место в мире в технологиях строительства «быстрых» реакторов.

По своим физико-техническим свойствам (низкое - близкое к атмосферному - рабочее давление натриевого теплоносителя, большие запасы до температуры кипения, относительно небольшой запас реактивности на выгорание, большая теплоёмкость натрия и др.) быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют высокий уровень внутренне присущей безопасности. При отклонении от нормального режима работы энергоблок останавливает ядерную реакцию сам, в силу естественных законов природы, даже если не получит команду от человека или автоматики. Сам корпус состоит из двух (основного и страховочного), вложенных друг в друга по принципу матрёшки. К тому же реактор имеет интегральную компоновку: всё оборудование первого контура, подвергающееся радиационному воздействию, заключено внутрь его корпуса.

Советский Союз был лидером в области строительства и эксплуатации «быстрых» энергетических реакторов промышленного уровня мощности. Первый в мире такой блок с реактором БН-350 установленной электрической мощностью 350 мегаватт был запущен в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Этот энергоблок проработал до 1998 года, на пять лет дольше проектного срока. Опыт создания и эксплуатации этой установки позволил понять и решить многие задачи в области реакторов типа БН.

На Белоярской АЭС с 1980 года работает третий энергоблок станции с реактором БН-600 установленной электрической мощностью 600 мегаватт. До введения в эксплуатацию БН-800 это был единственный в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности. Этот блок не только вырабатывает электроэнергию, но и служит уникальной базой для испытаний новых конструкционных материалов и ядерного топлива. БН-600 - единственный быстрый реактор энергетического уровня мощности в мире, который преодолел 35-летнюю планку и продолжает надёжно и безопасно работать.

В 1983 году было принято решение о строительстве в СССР сразу четырех атомных блоков с реактором БН-800. Но после Чернобыля началась стагнация советской атомной энергетики… Тем не менее лицензия Госатомнадзора РФ № ГН-02-101-0007 на сооружение блока №4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800 в январе 1997 года была получена. Строительство длилось долго. Набор минимальной критической массы и вывод на минимальную контролируемую мощность цепной реакции произошли в конце июня 2014 года. Энергетический пуск был произведен 10 декабря 2015 года. Промышленная эксплуатация началась 1 ноября 2016 года.

Энергоблок №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 должен стать прототипом более мощных блоков БН-1200, решение о целесообразности строительства которых примут на основе опыта эксплуатации БН-800. БН-1200 призван стать головным коммерческим энергоблоком для последующего серийного сооружения. Отмечается, что металлоёмкость будущего энергоблока может быть снижена более чем в 1,5 раза по сравнению с БН-800, количество арматуры (задвижек) на основном оборудовании может - уменьшиться с 500 до 90 штук, а длина трубопроводов второго контура - сократиться на 30%.

Реактор ВВЭР-ТОИ

ВВЭР-ТОИ (водо-водяной энергетический реактор типовой оптимизированный информационный) - это эволюционная разработка, которая базируется на технических решениях проекта АЭС с ядерным реактором ВВЭР-1200. При этом мощность блока увеличена с 1200 до 1255 МВт. Энергоблоки с ВВЭР-ТОИ обладают улучшенными технико-экономическими показателями. По сравнению с энергоблоками предыдущего поколения (ВВЭР-1000) мощность каждого выросла на 25% - до 1255 МВт, а срок службы основного оборудования увеличился в 2 раза.

Пилотными энергоблоками поколения «3+», сооружаемыми по проекту ВВЭР-ТОИ, являются энергоблоки №1 и №2 станции замещения Курская АЭС-2 в Курской области. Они соответствуют самым современным требованиям МАГАТЭ в области безопасности. Базовый проект ВВЭР-ТОИ энергоблоков Курской АЭС-2 признан соответствующим требованиям европейских эксплуатирующих организаций (EUR).

В проекте «ВВЭР-ТОИ» также реализован ряд дополнительных мер безопасности АЭС. Блок рассчитан на землетрясение в 9 баллов.

Энергоблоки, построенные по проекту «ВВЭР-ТОИ», при гипотетических тяжелых авариях, таких как разрыв первого контура, либо потеря всех источников электроснабжения, включая собственные дизельные электростанции, смогут неограниченное время оставаться безопасными для окружающей среды. При одновременном разрыве первого контура и потере электроснабжения энергоблоки могут работать в автономном режиме до 72 часов.

В рамках проекта «ВВЭР-ТОИ» разрабатывается современная информационная среда проектирования и конструирования, основывающаяся на создании и использовании информационной модели энергоблока. Система управления инженерными данными, позволяет аккумулировать всю накопленную информацию по проекту и передавать ее без потерь и повторного ввода данных на всех этапах жизненного цикла АЭС: от проектирования до вывода объекта из эксплуатации.

Застройщик - технический заказчик объекта - АО «Концерн Росэнергоатом». Генеральный проектировщик и генподрядчик - АО ИК «АСЭ».

Атомные электростанции (АЭС) производят электрическую и тепловую энергию через посредство термодинамического цикла. Ядерное топливо обладает весьма высокой теплотворной способностью - 1 кг урана 235 заменяет 2900 т угля.

В России эксплуатируется 10 атомных электростанций (табл.2.1) с суммарной установленной мощностью 22,4 ГВт после пуска 3 блока Калининской АЭС. Выработка электроэнергии на АЭС России составляет около 15% в общей структуре производства электроэнергии.

В отечественной энергетике получили распространение ядерные реакторы типов ВВЭР, РБМК, БН, ЭГП. Распределение реакторов различного типа по АЭС России показано в табл.2.1.

В табл.2.2 дано краткое сравнение реакторов различного типа по элек-трической мощности, количеству контуров, теплоносителю, способу замедления и типу нейтронов.

Характерной особенностью АЭС, оказывающей первостепенное влияние на принципы построения схем электроснабжения потребителей среднего напряжения (далее СН), на выбор источников питания и кратности их резервирования, является наличие остаточных тепловыделений в активной зоне после срабатывания аварийной защиты - рис.2.2. Эти тепловыделения обусловлены наличием запаздывающих нейтронов, радиоактивным распадом осколков деления, накопившихся в процессе работы реактора, и энергией, аккумулированной в ядерном горючем, теплоносителе, замедлителе и в элементах конструкции.

Наличие остаточных тепловыделений вызывает существенные отличия в электрической части АЭС, и прежде всего в системах электроснабжения механизмов СН нормальной эксплуатации и систем аварийного расхолаживания, по сравнению с электрической частью ТЭС. Действительно, после любой остановки АЭС, плановой или аварийной, нужно обеспечить непрерывную циркуляцию теплоносителя через активную зону для отвода энергии остаточных тепловыделений, а также работу теплообменных устройств для передачи энергии от теплоносителя в окружающую среду.

Рис.2.2. Изменение остаточных тепловыделений в водо-водяных энергетических (1), канальных водографитовых (2) реакторах после их аварийной остановки. Вне зависимости от причины аварийной остановки реактора его расхолаживание должно осуществляться безотказно, включая и случаи исчезновения напряжения в сети СН от основный и резервных источников электроснабжения, связанных с сетью энергосистемы. Задачу электроснабжения должны при этом выполнять аварийные источники надежного питания. Это требование полностью относится и к электрооборудованию систем аварийного охлаждения реактора и локализации аварии, причем при разгерметизации контура циркуляции с выбросом теплоносителя и при действии средств пожаротушения кабельные трассы, распределительные устройства и другое оборудование могут оказаться в условиях высокой влажности и температуры и должны безотказно работать до полной ликвидации последствий аварии. Практика показывает, чти полное обесточивание всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) реакторного и промежуточного контуров, а также питательных насосов и других потребителей СН- случай исключительно редкий, но в связи с тяжелыми последствиями такой аварии во всех реакторных установках предусматривают меры, обеспечивающие требуемый гарантированный расход теплоносителя.

В соответствии со сказанным условимся называть расхолаживанием с аварийным обесточиванием процесс отвода остаточных тепловыделений от аварийно остановленного реактора при полном исчезновении напряжения в системе СН, подключенных к генераторам АЭС и к сети энергосистемы.

Режим расхолаживания с обесточиванием не обязательно является следствием аварии в электрической части АЭС: он может возникнуть, например, в результате тяжелой системной аварии, сопровождающейся разделением энергосистемы на несинхронно работающие части, отключением агрегатов на электростанциях, в том числе и на рассматриваемой АЭС. Если при таких отключениях не удается сохранить энергоблок в работе на нагрузку СН, т. е. закроются стопорные клапаны турбин, а попытка подать питание от пускорезервных трансформаторов не увенчается успехом, то в этом случае может возникнуть режим расхолаживания реактора с полной потерей питания СН.

Наиболее тяжелым для АЭС является совпадение во времени аварийного обесточивания с так называемой максимальной проектной аварией (МПА). В этом режиме происходит разуплотнение реакторного контура и необходима работа всего комплекса защитных и локализующих устройств и автономных источников электроснабжения.

Прохождение режима расхолаживания ядерного реактора с аварийным обесточиванием, а также вероятность его возникновения во многом зависит от таких свойств ядерной энергетической установки, как устойчивость реактора при возмущениях в энергосистеме и в системе СН, от типа привода и инерции маховых масс ГЦН, от уровня мощности, при котором возможен переход на режим естественной циркуляции, от типа парогенераторов и конструкции барабанов сепараторов, от возможности использования инерции маховых масс турбогенераторов для целей расхолаживания, от наличия мощных автономных источников электроснабжения с малымвременем пуска.

Наибольшие трудности в осуществлении расхолаживания реактора при аварийном обесточивании возникают при использовании ГЦН с малыми маховыми массами. Здесь для предотвращения кризиса теплосъема в активной зоне необходимо обеспечить питание электродвигателей ГЦН энергией выбега турбогенераторов до момента перехода на естественную циркуляцию в реакторном контуре. Наличие ГЦН с большими маховыми массами позволяет при аварийном обесточивании переходить на режим естественной циркуляции в реакторном контуре без обязательного использования энергии выбега турбогенераторов.

На ТЭС, благодаря отсутствию остаточных тепловыделений, после аварийной остановки блока основная проблема заключается в обеспечении сохранности вращающегося технологического оборудования, что даже в условиях аварийного обесточивания сравнительно легко осуществляется спомощью аккумуляторной батареи и электродвигателей постоянного тока.

В табл.2.2 дано краткое сравнение реакторов различного типа по электрической мощности, количеству контуров, теплоносителю, способу замедления и типу нейтронов.

Характерной особенностью АЭС, оказывающей первостепенное влияние на принципы построения схем электроснабжения потребителей СН, на выбор источников питания и кратности их резервирования, является наличие остаточных тепловыделений в активной зоне после срабатывания аварийной защиты - рис.2.2. Эти тепловыделения обусловлены наличием запаздывающих нейтронов, радиоактивным распадом осколков деления, накопившихся в процессе работы реактора, и энергией, аккумулированной в ядерном горючем, теплоносителе, замедлителе и в элементах конструкции.

Режим расхолаживания с обесточиванием не обязательно является следствием аварии в электрической части АЭС: он может возникнуть, например, в результате тяжелой системной аварии, сопровождающейся разделением энергосистемы на несинхронно работающие части, отключением агрегатов на электростанциях, в том числе и на рассматриваемой АЭС. Если при таких отключениях не удается сохранить энергоблок в работе на нагрузку СН, т. е. закроются стопорные клапаны турбин, а попытка подать питание от пускорезервных трансформаторов не увенчается успехом, то в этом случае может возникнуть режим расхолаживания реактора с полной потерей питания СН.

Прохождение режима расхолаживания ядерного реактора с аварийным обесточиванием, а также вероятность его возникновения во многом зависит от таких свойств ядерной энергетической установки, как устойчивость реактора при возмущениях в энергосистеме и в системе СН, от типа привода и инерции маховых масс ГЦН, от уровня мощности, при котором возможен переход на режим естественной циркуляции, от типа парогенераторов и конструкции барабанов сепараторов, от возможности использования инерции маховых масс турбогенераторов для целей расхолаживания, от наличия мощных автономных источников электроснабжения с малымвременем пуска.

На ТЭС, благодаря отсутствию остаточных тепловыделений, после аварийной остановки блока основная проблема заключается в обеспечениисохранности вращающегося технологического оборудования, что даже в условиях аварийного обесточивания сравнительно легко осуществляется с помощью аккумуляторной батареи и электродвигателей постоянного тока.
Читайте о

Читайте также: