Материал: АЭС России

Смоленскя АЭС

Расположение: Смоленская область г. Десногорск

Суммарная мощность 3 блоков: 3000 МВт

Ежегодно в энергосистему станция выдает, в среднем, 20 млрд кВт•часов электроэнергии, что составляет 13% электроэнергии, вырабатываемой десятью атомными станциями страны.

В промышленной эксплуатации на САЭС находится три энергоблока с уран-графитовыми канальными реакторами РБМК-1000 второго и третьего поколения.

Первый энергоблок был введен в эксплуатацию в 1982 году, второй - в 1985 году, третий - в 1990 году.

Электрическая мощность каждого энергоблока - 1000 МВт, тепловая 3200 МВт.

В 2007 году Смоленская атомная станция первой среди АЭС России получила международный сертификат соответствия системы менеджмента качества стандарту ISO 9001:2000.

Что представляет из себя АЭС

Атомная станция в любой стране обычно представляет собой комплекс зданий, в которых размещено соответствующее технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нем 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. 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: парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции. На территории находятся также корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива, административные здания. Кроме того, станции комплектуются, как правило, какими-то элементами оборотной системы охлаждения - градирнями (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (это либо естественный водоем, либо искусственно созданный) или брызгальными бассейнами (большие бассейны с разбрызгивающими устройствами).

Как работает АЭС

На рисунке 1 представлена схема работы АЭС. На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая - в механическую, механическая - в электрическую.

Рис.1. Схема работы АЭС

На деле это выглядит так. 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. Оно отводится из активной зоны теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. В качестве теплоносителя чаще всего используются вода, а в реакторах на быстрых нейтронах - расплавы металлов (например, натрия в реакторе БН-600). Так осуществляется самое сложное превращение: ядерной энергии - в тепловую.

Тепло, отбираемое теплоносителем в активной зоне реактора, используется для получения водяного пара, вращающего турбину электрогенератора. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям. Так протекают второе и третье преобразования. Затем пар охлаждается, и водный конденсат вновь возвращается в реактор - на повторное использование.

Какие типы реакторов бывают и в чем разница

В России эксплуатируется два типа реакторов. Для одноконтурной АЭС (реакторы РБМК, то есть «реактор большой мощности канальный») теплоноситель - паровая смесь - образуется в самом реакторе, разделяется на воду, которая возвращается в контур принудительной циркуляцией, и пар, который направляется затем на турбину. Поэтому для одноконтурной АЭС нет четкого разделения на первый и второй контуры, и всё оборудование станции радиоактивно, хотя и в разной степени. Если контур теплоносителя (вода) и рабочего тела (пара) разделены, то такие АЭС называются двухконтурными. Пример - реакторы ВВЭР («водо-водяной энергетический реактор»), их на российских АЭС больше всего.

У всех реакторов - собственное топливо и другие особенности. На станциях с реакторами РБМК сам реактор представляет собой графитовую кладку (графит выполняет функцию замедлителя нейтронов), в которой расположены технологические каналы с ядерным топливом. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения. В барабан-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбину, то есть на турбину поступает пар, образующийся при кипении воды в активной зоне реактора. После охлаждения в конденсаторе пар конденсируется, и вода с помощью насосов возвращается в реактор. Охлаждение конденсатора осуществляется водой из пруда-охладителя с помощью насоса.

На двухконтурных АЭС с реакторами типа ВВЭР контур теплоносителя работает в радиационных условиях и называется первым контуром. Теплоноситель (вода под давлением без кипения) главным циркуляционным насосом подается в реактор, где он нагревается и далее поступает в парогенератор, где отдает теплоту пару. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше поступает к потребителям. Вода первого контура, проходя через активную зону реактора, где находится ядерное топливо, становится радиоактивной. Поэтому все оборудование первого контура находится в защитной оболочке. Контур пара является не радиоактивным и называется вторым контуром. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направляется на турбогенератор. После турбогенератора пар попадает в конденсатор, где конденсируется и насосом конденсат попадает в парогенератор. Потом конденсат охлаждается в оборотной системе охлаждения. Такие системы бывают разных видов - с градирнями, прудами-охладителями или брызгальными бассейнами.

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС. По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия.

Безопасность российских АЭС

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них - это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается (рис.2).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды.

Рис.2. Описание остановки цепной реакции

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т.е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый - это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй - сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый - это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки

Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие - например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии - разрыва первого контура охлаждения реактора - содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтрон.

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление - это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

Конечная цель - гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», - заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

Заключение

атомная электростанция реактор

Российская атомная отрасль является одной из передовых в мире по уровню научно-технических разработок в области проектирования реакторов, ядерного топлива, опыту эксплуатации атомных станций, квалификации персонала АЭС. Предприятиями отрасли накоплен огромный опыт в решении масштабных задач, таких, как создание первой в мире атомной электростанции (1954 год) и разработка топлива для нее. Россия обладает наиболее совершенными в мире обогатительными технологиями, а проекты атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) доказали свою надежность в процессе тысячи реакторо-лет безаварийной работы.

Сегодня атомная отрасль России представляет собой мощный комплекс из более чем 250 предприятий и организаций, в которых занято свыше 190 тыс. человек. В структуре отрасли - четыре крупных научно-производственных комплекса: предприятия ядерно-топливного цикла, атомной энергетики, ядерно-оружейного комплекса и научно-исследовательские институты.

В современных условиях атомная энергетика - один из важнейших секторов экономики России. Динамичное развитие отрасли является одним из основных условий обеспечения энергонезависимости государства и стабильного роста экономики страны. Атомная отрасль способна выступить локомотивом для развития других отраслей. Она обеспечивает заказ, а значит - и ресурс развития машиностроению, металлургии, материаловедению, геологии, строительной индустрии и т.д.