Тто аэс что это
Тто аэс что это
На Ленинградской АЭС-2 продолжается монтаж ТТО первого энергоблока
Отдел информации и общественных связей Дирекции строящейся Ленинградской АЭС-2, ОПУБЛИКОВАНО 01.03.2015
Основной шлюз для персонала установлен в проектное положение в здании реактора энергоблока №1.
Установка в кольцевое пространство между внутренней и внешней защитными оболочками на отметке +26,30 м проходила с помощью мостового крана кругового действия (полярного крана) грузоподъёмностью 360 т.
В дальнейшем, после натяжения арматурных канатов защитной оболочки, специалистам предстоит закрепить крупногабаритное изделие массой более 22 тонн к её закладным деталям и провести пневматические испытания шлюза, а также его испытания на прочность и герметичность.
Шлюзы для персонала (основной и резервный) являются важными элементами системы герметичного ограждения атомной станции (локализующей системы безопасности).
Основной шлюз используется при строительстве энергоблока, в период его эксплуатации и при проведении работ по ремонту оборудования. Шлюз предназначен для прохода обслуживающего персонала из негерметичной зоны в герметичную и обратно, а также для транспортировки малогабаритных грузов с сохранением проектной герметичности при нормальных условиях эксплуатации и в аварийных ситуациях.
Мощность реакторной установки поднята до 50%.
Пуск первого блока могут сдвинуть на год.
В работе над изданием приняли участие подлинные энтузиасты своего дела, отдавшие по 40-50 лет изучению свойств различных материалов для ядерных технологий, обобщившие не только свой, но и доступный мировой опыт в каждой из соответствующей областей знаний.
Smith
Основным уроком «Олкилуото-3» стала необходимость тщательного отслеживания соответствия габаритов поступающего на площадку оборудования предусмотренным ранее проектной документацией допускам на его установку.
Атомная энергетика сегодня, типы реакторов и переход к экологически чистой энергии
реклама
реклама
реклама
Внутри активной зоны атомы урана расщепляются естественным образом. При этом часть мощной силы, связывающей атомы вместе, высвобождается в виде гамма-излучения, а также пары нейтронов. Пока нейтроны летят, вода действует как замедлитель. То есть она замедляет эти нейтроны, увеличивая вероятность того, что они будут взаимодействовать с другими атомами урана.
Если один из этих нейтронов поглощается атомом урана-235, этот атом становится нестабильным и расщепляется, высвобождая больше энергии и больше нейтронов. Этот каскад нейтронов и расщепляющихся атомов перерастает в цепную реакцию, в результате которой выделяется энергия, достаточная для питания города в течение десятилетий. Чтобы реакция не вышла из-под контроля и не расплавила активную зону, можно вставить управляющие стержни, поглощающие нейтроны и гасящие выход.
Все это включает в себя множество очень сложных физических моментов, но в результате получается «гигантский чайник», который нагревает воду. Эта горячая вода проходит через теплообменник и нагревает еще один контур воды для создания пара, который затем вращает турбину, которая приводит в действие генератор, вырабатывающий электричество.
реклама
Современные типы реакторов
Вот краткая информация о том, как работают основные типы реакторов, используемых сегодня. Следует иметь в виду, что некоторые из этих основных конструкций были разработаны еще в 1950-х годах и на протяжении более 60 лет постоянно совершенствовались, чтобы сделать их более безопасными и эффективными.
Pressurized Water Reactor
Наиболее распространенным типом реактора является реактор с водой под давлением (PWR), который первоначально был разработан в США для питания атомных подводных лодок, а в настоящее время используется в более чем 20 странах. Это конструкция, описанная выше, в которой вода используется и как замедлитель, и как теплоноситель.
В современных конструкциях реакторов PWR топливо обогащается примерно до 3,2 процента урана-235 и формируется в таблетки весом около 10 граммов, которые запечатываются в стержни из циркониевого сплава. Контейнер из нержавеющей стали, окружающий реактор, предназначен как для герметизации всех ядерных продуктов, так и для использования в качестве сосуда под давлением, который поддерживает жидкую воду при более высокой температуре, как в скороварке, для большей эффективности. Контейнер, в свою очередь, закрыт стальным и бетонным щитом, чтобы удержать содержимое реактора даже в случае расплавления.
В старых конструкциях реакторов PWR вода с теплоносителем выходила из защитного экрана и использовалась для выработки электроэнергии. Чтобы поддерживать активную зону реактора холодной, вода должна была постоянно активно прокачиваться. Оба варианта создавали проблемы с безопасностью, как это было во время катастрофы на острове Три-Майл, поэтому в более поздних реакторах использовалась серия контуров теплообменников и резервные пассивные системы циркуляции воды для поддержания охлаждения активной зоны даже в случае полной остановки.
Кипящий водо-водяной реактор (BWR)
Boiling water reactor
Следующий по распространенности реактор, известный как реактор с кипящей водой (BWR), является более простым и практически менее безопасным, чем PWR. Как следует из названия, воде в контуре теплоносителя дают возможность закипеть, и пар поступает непосредственно в турбину из защитной оболочки, а после повторной конденсации возвращается в реактор. Это обеспечивает большую вероятность радиоактивного заражения.
Схема кипящего водо-водяного реактора
Heavy Water Reactor
Улучшенный реактор с газовым охлаждением AGR
Для охлаждения в этих реакторах используется двуокись углерода. Поскольку прежний реактор Магнокс был предназначен в основном для производства плутония, он был не очень эффективен, поэтому был создан реактор AGR, который работает при более высокой температуре для лучшего производства пара и работы турбин.
Реактор большой мощности канальный
Реактор большой мощности канальный, РБМК был разработан в СССР примерно в то же время, что и Magnox, и имеет некоторые общие конструктивные особенности, хотя это совершенно другая машина. В РБМК используется очень мощная графитовая активная зона с водяным охлаждением, состоящая примерно из 1700 вертикальных каналов, содержащих оксид урана, обогащенный до 1,8 процента урана-235. Вода циркулирует под давлением и затем используется для выработки пара.
Хотя большое количество РБМК все еще работает в бывших странах СССР, их печально известная небезопасная конструкция была продемонстрирована Чернобыльской катастрофой в 1986 году, когда инженеры нарушили протоколы безопасности во время имитации испытания на отключение электроэнергии, в результате чего активная зона одного из реакторов комплекса была разорвана паром, после чего произошло возгорание графитового замедлителя.
Реакторы будущего
Глоссарий
Агрегат бесперебойного питания
Uninterrupted power supply unit
Автомат гашения поля
Field suppression device
Аппаратура контроля радиационной безопасности
Radiological safety monitoring equip
Автомат повторного включения
Automated repeated switching on
Авария с потерей теплоносителя
Авария с потерей теплоносителя с разрушением трубопровода большого диаметра
Аварийный питательный электронасос
Emergency feed water pump
Автоматический регулятор мощности реактора
Automatic power controller
Автомат. Регулятор напряжения
Automatic voltage controller
Автоматика регулирования частот и мощности
Automated control of frequ.& capac
Автоматизированная система управления машиной перегрузки топлива
Automatic flm control system
Автоматизированная система управления технологическим процессом
Automated process computer system
Атомная электрическая станция
Nuclear power plant
Circuit breaker unit
Блок аварийной защиты
Emergency protection unit
Блок аварийного резерва
Emergency stand-by unit
Блок аналого-цифровых преобразований
Analog to digital convert unit
Group selection unit
Блок вспомогательных сооружен.
Auxiliary constructions unit
Бак грязного конденсата
Dirty condensate tank
Блок гальванического разделения
Electroplating separation unit
Блок гармоничных сигналов
Harmonic signals unit
Блок задачи глубины
Depth assignment unit
Быстродействующая запорная задвижка
Fast actuating isolating valve
Блок задачи импульсов
Impulse assignment unit
Блок задачи команд
Commands assignment unit
Быстродействующий запорный отсечной клапан
Fast acting isolating valve
Блок задачи параметра
Parameter assignment unit
Блок защитных труб
Sheet of protective tubes
Current assignment unit
Блок индивидуального выбора
Блок контроля изоляции напряжен.
Voltage insulation control unit
Блок ключей цифровой
Блок логического времени
Time logistics unit
Блок логический промежуточный
Intermediate logistics unit
Блок получения и выдачи команд
Commands input/output unit
Блок приема команд
Commands acceptance unit
Блок приема командных сигналов
Commands receiver unit
Блок питания логики
Logistics feeding unit
Блок преобразования напряжения
Voltage conversion unit
Блок питания операционных усилителей
Amplifier mains pack
Блочный пульт управления
Блок промежуточного управления
Intermediate control unit
Блок распределения заданий
Assignment distribution unit
Блок резервного питания
Reserve power supply unit
Блок реле промежуточный
Intermediate relay unit
Блок распределения сигналов
Signals distribution unit
Блок регуляторов токовый
Current regulators unit
Блок силовых вентилей
Valves power supply unit
Блок сигнализации выходной
Outlet signals unit
Блок управления вентилями
Valves control unit
Блок усиления выходной
Outlet amplifying unit
Блок управления двигателем
Motor control unit
Блок управления задвижкой
Valve control unit
Блок управления клапаном
Valve control unit
Блок управления коммутаторами
Commutation control unit
Блок формирования импульсов
Impulse formation unit
Блок формирования команд
Command formation unit
Блок фиксирования срабатывания
Actuation control unit
Блок фазовых трансформаторов
Phase transformers unit
Блок цифровой информации
Digital information unit
Блок шунтирования сигнала
Signal shunting unit
Блочный щит управления
Блок электронных подстроек
Electronic adjustment unit
Вероятностный анализ безопасности
Probabilistic safety analysis
Вероятностный анализ сейсмических угроз
Probabilistic seismic hazards analysis
Air circuit breaker
Внешние воздействующие факторы
Outer impact factors
Водо-водяной энергетический реактор
Water-water energetic reactor (VVER) Pressurized water reactor (PWR)
Ведущий инженер управления реактором
Lead Engineer on Reactor Cont
Ведущий инженер управления турбиной
Lead Engineer on Turbine Cont
Core internals (instrumentation)
Внутрикорпусный клапан универсальный
Inner universal valve
High voltage power line
Shaft turning gear
Auxiliary feed water pump
Eddy current inspection
Water level windows
ECCS hydraulic tank
Главная государственная экспертиза
Main government expertise
Главная паровая задвижка
Main steam stop valve
Главный паровой коллектор
Главный предохранительный клапан
Rotor hydraulic pick-up
Гидроприводная регулирующая заслонка
Hydro driven control valve
Hydro-electric power station
Государственная районная электростанция
Regional hydro-electric power plant
Gas-turbine thermal power plant
Газотурбинная станция комбинированного цикла
Combined cycle gas stations
Hydraulic control device
Гидравлическая система регулирования
Hydraulic control system
Universal laydown location
Главный упорный подшипник
Main thrust bearing
Главный циркуляционный контур
Main circulating circuit
Главный циркуляционный трубопровод
Main circulating pipeline
Главный циркуляционный насосный агрегат
Reactor coolant pump set RCPC
Детерминистский анализ безопасности
Deterministic analysis of safety
Детерминистский анализ безопасности
Deterministic safety analysis
Diesel-generator unit (set)
Дизель-генераторная установка блочной дизельной электростанции
Unit diesel power plant Diesel-generator set
Дизель-генераторная установка резервной дизельной электростанции
Backup diesel-generating electric power station Diesel-generator set
Атомные электростанции
Атомная электростанция или сокращенно АЭС это комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
Во второй половине 40-х годов, перед тем, как были закончены работы по созданию первой атомной бомбы которая была испытана 29 августа 1949 года, советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии. Основным направлением проектов была электроэнергетика.
В мае 1950 года в районе поселка Обнинское Калужской области, начато строительство первой в мире АЭС.
Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США.
Для проверки работоспособности генератор был подключен к четырем лампам накаливания, ни то не ожидал, что лампы зажгутся.
С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.
Первые Атомные электростанции
Строительство первой в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт было закончено в 1954 году и 27 июня 1954 года она была запущена, так начала работать Обнинская АЭС.
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт.
Строительство Белоярской промышленной АЭС началось так же в 1958 году. 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям.
В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.
В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.
В других странах первая АЭС промышленного назначения была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания) ее мощность составляла 46 МВт.
В 1957 году вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).
Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:
Классификация АЭС
Атомные электростанции можно классифицировать по нескольким направлениям:
По типу реакторов
По виду отпускаемой энергии
На атомных станциях, расположенных на территории России имеются теплофикационные установки, они необходимы для подогрева сетевой воды.
Виды топлива используемого на Атомных электростанциях
На атомных электростанциях возможно использование несколько веществ, благодаря которым можно выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.
Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, для этого есть ряд причин.
Во-первых, его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, сокращенно ТВЭлы.
ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри
ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки являются хранилищами ядерного топлива.
Во-вторых, использование ториевого топлива предполагает его сложную и дорогую переработку уже после использования на АЭС.
Плутониевое топливо так же не применяют в атомной электроэнергетике, в виду того, что это вещество имеет очень сложный химический состав, система полноценного и безопасного применения еще не разработана.
Урановое топливо
Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. На сегодняшний день уран добывается несколькими способами:
Подземное выщелачивание, при помощи бурения шахт происходит путем размещения раствора серной кислоты в подземных скважинах, раствор насыщается ураном и выкачивается обратно.
Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде.
Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья.
В России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана. Места добычи урана нерадиоактивны.
В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.
Подготовка урана
В виде руды уран в АЭС не используют, руда не вступает в реакцию. Для использования урана на АЭС сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом.
Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», — он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при температурах больше 1500 градусов по Цельсию.
Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.
В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
Перед размещением урановых таблеток в реакторе они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов — ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки.
Именно ТВС называются топливом АЭС.
Как происходит переработка топлива АЭС
Спустя год использования урана в ядерных реакторах необходимо производить его замену.
Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение.
Продукты распада урана и плутония направляются на изготовление источников ионизирующих излучений, их используют в медицине и промышленности.
Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в печь для разогрева, из этой массы варится стекло, такое стекло находится в специальных хранилищах.
Топ-10 АЭС по мощности
Из остатков изготавливают стекло не для массового применения, стекло используется для хранения радиоактивных веществ.
Из стекла сложно выделить остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде. Недавно появился новый способ утилизации радиоактивных отходов.
Быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива.
По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.
Помимо этого, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного.
Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого не применялись.
Принцип работы АЭС
Принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).
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 может применяться также расплавленный натрий или газ.
Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.
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, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры.
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.
Устройство ядерного реактора
В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.
Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.
Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.
Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.
При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.
Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.
Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.
Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.
Основные элементы ядерного реактора
Принцип действия ядерного реактора
Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.
Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.
Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.
В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.
Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.
Это и есть цепная реакция — принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.
Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).
Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.
Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:
Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.
Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.
Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.
Атомная станция теплоснабжения
Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.
Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):
На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:
Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.
В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.
Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»
Недостатки и преимущества АЭС
Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.
Положительные стороны атомных станций:
Отрицательные стороны атомных станций:
Научные разработки в сфере атомной энергетики
Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.
Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.
Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.
Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.
Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.
США и Япония 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.
Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.
Производство водорода
Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.
INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.
Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.
Термоядерная энергетика
Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.
Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.
В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.
Что такое КПД
Коэффициент полезного действия (КПД) — характеристика эффективности системы или устройства в отношении преобразования или передачи энергии.
Определяется отношением полезно использованной энергии к суммарному количеству энергии, полученному системой. КПД является безразмерной величиной и часто измеряется в процентах.
КПД атомной электростанции
Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.
Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.
Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.
Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.
Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.
Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.
Пример тому авария на АЭС в Чернобыле и японское землетрясение в марте 2011 года, приведшее к аварии на АЭС, расположенной на острове Хонсю, в городе Окума, префектуры Фукусима.
Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.
КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.
Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).
ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.
Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.
Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.
ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.
Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.
Первая электростанция в мире
Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.
Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.
На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.
Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.
Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.
30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.
На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.
Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.
Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.
В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.
Электростанция Зимнего дворца
В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.
Автором проекта выступил техник дворцового управления Василий Леонтьевич Пашков.
Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.
Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.
Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.
9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.
Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».
Как выглядела станция
Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.
Первыми осветили часть парадных помещений:
Было предложено три режима освещения:
Крупные ТЭС, АЭС и ГЭС России
Крупнейшие электростанции России по федеральным округам:
Центральный:
Уральский:
Приволжский:
Сибирский ФО:
Южный:
Северо-Западный:
Список электростанций России, которые вырабатывают энергию при помощи воды, расположены на территории Ангаро-Енисейского каскада:
Енисей:
Ангара:
Атомные электростанции России
Балаковская АЭС
Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.
Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.
Белоярская АЭС
Белоярская АЭС расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).
На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.
В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.
БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.
БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.
Билибинская АЭС
Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.
Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.
Калининская АЭС
Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.
Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.
4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.
Кольская АЭС
Кольская АЭС расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.
Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции — 1760 МВт.
Курская АЭС
Курская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.
Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.
Мощность станции — 4000 МВт.
Ленинградская АЭС
Ленинградская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.
Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.
Мощность станции — 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт•ч.
Нововоронежская АЭС
Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.
На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.
Мощность станции (без учёта Нововоронежской АЭС-2) — 1440 МВт.
Ростовская АЭС
Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.
В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС[38].
В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.
Смоленская АЭС
Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.
В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.
Атомные электростанции США
АЭС Шиппингпорт с номинальной мощностью 60 МВт, открыта в 1958 году в штате Пенсильвания. После 1965 года произошло интенсивное сооружение атомных электростанций по всей территории Штатов.
Основная часть атомных станций Америки была сооружена в дальнейшие после 1965 года 15 лет, до наступления первой серьезной аварии на АЭС на планете.
Если в качестве первой аварии вспоминается авария на Чернобыльской АЭС, то это не так.
Первая авария произошла в штате Пенсильвания на станции Три-Майл-Айленд 28 марта 1979 года.
После авария правительство Соединенных Штатов Америки откорректировало условия безопасности функционирования всех АЭС в государстве.
Это соответственно привело к продолжению периода строительства и значительному подорожанию объектов «мирного атома». Такие изменения затормозили развитие общей индустрии в США.
В конце двадцатого века в Соединенных Штатах было104 работающих реактора. На сегодняшний день США занимают первое место на земле по численности ядерных реакторов.
С начала 21 столетия в Америке было остановлено четыре реактора в 2013 году, и начато строительство ещё четырех.
Фактически на сегодняшний момент в США функционирует 100 реакторов на 62 атомных электростанциях, которыми производится 20% от всей энергии в государстве.
Последний сооруженный реактор в США был введен в эксплуатацию в 1996 году на электростанции Уотс-Бар.
Власти США в 2001 году приняли новое руководство по энергетической политике. В нее внесен вектор развития атомной энергетики, посредствам разработки новых видов реакторов, с более подходящим коэффициентом экономности, новых вариантов переработки отслужившего ядерного топлива.
В планах до 2020 года было сооружение нескольких десятков новых атомных реакторов, совокупной мощностью 50 000 МВт. Кроме того, достичь поднятия мощности уже имеющихся АЭС приблизительно на 10 000 МВт.
США — лидер по количеству атомных станций в мире
Благодаря внедрению данной программы, в Америке в 2013 году было начато строительство четырех новых реакторов – два из которых на АЭС Вогтль, а два других на Ви-Си Саммер.
Эти четыре реактора новейшего образца – АР-1000, производства Westinghouse.