АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ(АЭС), электростанция, в к-рой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, к-рое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер нек-рых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органич. топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в осн.²³³U,²³⁵U.²³⁹Рu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетич. ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органич. топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологич. целей мировой химич. пром-сти, к-рая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органич. топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит. увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, к-рая уже занимает заметное место в энергетич. балансе ряда пром. стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-пром. назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преим. в воен. целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Между-нар. научно-технич. конференции по мирному использованию атомной энергии (авг. 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской пром. АЭС, а 26 апр. 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему. 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сент. 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт • ч электроэнергии (важнейший экономич. показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для пром. пользования, но и как демонстрац. объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В нояб. 1965 в г. Мелекессе Ульяновской обл. вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором "кипящего" типа мощностью 50 Мвт; реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС пром. назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора l, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, к-рая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) гра-фито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; З) тя-желоврдные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется гл. обр. накопленным опытом в реакторостроснии,а также наличием необходимого пром. оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят гл. обр. графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамич. цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамич. цикла определяется максимально допустимой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор к-рой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС о этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева

Рис. 3. Принципиальная тепловая схема АЭС с ядерным перегревом пара (2-й блок Белоярской АЭС): / - реактор; 2 - испарительный канал; 3 - пароперегревательный канал; 4-барабан-сепаратор; 5 - циркуляционный насос; 6 - деаэратор; 7 - турбина; 8 - конденсатор; 9 - конденсатный насос; 10 - регенеративный подогреватель низкого давления; 11 - питательный насос; 12 - регенеративные подогреватели высокого давления; 13 - генератор электрического тока.

(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанц. управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой; теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура цирку-ляц. контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличит. особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Бело-ярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиац. облучения реактор окружают биологической защитой, осн. материалом для к-рой служат бетон, вода, серпенти-новый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, к-рые отделены от остальных помещений АЭС биологич. защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в к-рой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиац. безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрич. контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение неск. секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологич. защиты, систем спец. вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрич. контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит. особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. (см. вклейку к стр. 400) показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологич. защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор-турбина. В машинном зале расположены турбогенераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспо-могат. оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её осн. технич. показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэфф. использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30 - 40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, напр. АЭС в пос. Билибино (Якут. АССР) с электрич. мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казах. ССР) электрич. мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 m воды из Каспийского м.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Междунар. атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Сов. Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энер-гетич. блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для пром. АЭС.Физич. особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроиз-во ядерного горючего (коэфф. воспроиз-ва от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только²³³U, но и сырьевые материалы²³⁸U и²³²Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-3, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению пром. АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской AЭC. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, напр. в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Междунар. научно-технич. конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в авг. 1968 7-я Мировая энергетич. конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из осн. производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; К а л а-ф а т п Д. Д-, Термодинамические циклы атомных электростанций, М.- Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М.. 1968.

С. П. Кузнецов.

атомная электростанция—В г. в Петрограде академик Ферсман прочитал доклад. Он назывался Пути к науке будущего. Ученый предсказывал использование грандиозных запасов внутриатомной энергии. При ...100 знаменитых изобретений
атомная электростанция—атомная электростанцияAtomkraftwerkСинонимы атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Большой немецко-русский и русско-немецкий словарь
атомная электростанция—АЭС электростанция в крой атомная ядерная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС теплота выделяющаяся в ядерном реакторе в результате цепной реакции деления ядер ...Большой энциклопедический политехнический словарь
атомная электростанция—АТОМНАЯ электростанция АЭС электростанция на которой ядерная атомная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло выделяющееся в ядерном реакторе используется для...Большой Энциклопедический словарь V
атомная электростанция—атомная электростанция АЭС электростанция на которой атомная ядерная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло выделяющееся в ядерном реакторе используется для ...Географическая энциклопедия
атомная электростанция—Атомная электростанция АЭС электростанция на которой атомная ядерная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло выделяющееся в ядерном реакторе используется для ...География. Современная иллюстрированная энциклопедия.
атомная электростанция—атом электрстансасы...Орысша-қазақша «Энергетика» терминологиялық сөздік
атомная электростанция—эн. атом электрстансасывоен. атом электр станциясы...Орысша-қазақша салааралық терминологиялық сөздік
атомная электростанция—centrale atomique [nuclaire] usine dnergie atomique...Политехнический русско-французский словарь
атомная электростанция—выдающееся мировое изобретение русских ученых под руководством И.В. Курчатова впервые в мире создана в в Обнинске.Источник Энциклопедия Русская цивилизация атомный гиган...Русская энциклопедия
атомная электростанция—nuclear electric powerplant...Русско-английский морской словарь
атомная электростанция—atomic power plant Aplant nuclear power plant atomic power station nuclear power station nuclear steam station nuclear energy station атомный гигант аэс мирный атом ядер...Русско-английский политехнический словарь
атомная электростанция—atomic power plant атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Русско-английский словарь по машиностроению
атомная электростанция—atomic power plant nuclear power plant nuclear power station...Русско-английский словарь по физике
атомная электростанция—atomic power station nuclear energy station atomic power plant atomic powerstation nuclear powerstation...Русско-английский словарь политической терминологии
атомная электростанция—atomic power plant nuclear power plant nuclear power station...Русско-английский строительный словарь
атомная электростанция—nuclear power plant...Русско-английский экономический словарь
атомная электростанция—атомная электрост Синонимы атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Русско-ивритский словарь
атомная электростанция—central atmica central electronuclear estacin atmica...Русско-испанский экономический словарь
атомная электростанция—centrale atomica elettronucleare...Русско-итальянский политехнический словарь
атомная электростанция—yunznng fdinzhn hdinchngСинонимы атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Русско-китайский словарь
атомная электростанция—Atomkraftwerk Kernkraftwerk...Русско-немецкий политехнический словарь
атомная электростанция—сокр. АЭС Kernkraftwerk n KKW Atomkraftwerk n....Русско-немецкий словарь
атомная электростанция—Atomenergiewerk Atomkraftwerk Atomwerk Kernkraftwerk...Русско-немецкий словарь по химии и химической технологии
атомная электростанция—Atomenergiewerk Atomkraftwerk Atomwerk Kernkraftwerk...Русско-немецкий химический словарь
атомная электростанция—atomkraftstasjon атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Русско-норвежский словарь
атомная электростанция—central nuclear атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Русско-португальский словарь
атомная электростанция—atom elektrik santral...Русско-турецкий словарь по строительству и архитектуре
атомная электростанция—атомна електростанця Синонимы атомный гигант аэс мирный атом ядерка...Русско-украинский политехнический словарь
атомная электростанция—atomov elektrrna...Русско-чешский словарь
атомная электростанция—выдающееся мировое изобретение русских ученых под руководством И.В. Курчатова впервые в мире создана в в Обнинске....Святая Русь - энциклопедический словарь
атомная электростанция—атомная электростанция сущ. колво синонимов атомный гигант аэс мирный атом ядерка Словарь синонимов ASIS.В.Н. Тришин. . Синонимы атомный гигант аэс мирный атом я...Словарь синонимов II
атомная электростанция—электростанция на которой ядерная атомная энергия преобразуется в электрическую где тепло выделяющееся в ядерном ректоре за счет деления атомных ядер используется для пол...Словарь терминов чрезвычайных ситуаций
атомная электростанция—АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ АЭС электростанция на которой ядерная атомная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло выделяющееся в ядерном реакторе используется для ...Современный энциклопедический словарь
атомная электростанция—АЭС Nuclear Power Plant атомная станция предназначенная для производства электроэнергии. Термины атомной энергетики. Концерн Росэнергоатом Синонимы атомный гигант аэс ми...Термины атомной энергетики
атомная электростанция—Атомная электростанция Атомная электростанция электростанция в которой атомная ядерная энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является...Финансовый словарь
атомная электростанция—атомная электростанция АЭС электростанция на которой ядерная энергия преобразуется в электрическую. Первичным источником энергии на АЭС служит ядерный реакторem в котором...Энциклопедия техники