Атомна електростанція - Енциклопедія Сучасної України
Beta-версія
Атомна електростанція

А́ТОМНА ЕЛЕКТРОСТА́НЦІЯ (АЕС) – промислове підприємство, де атомну енергію перетворюють на електричну. Перша в світі АЕС (потуж. 5 мВт) стала до ладу 27 червня 1954 у СРСР (м. Обнінськ Калуз. обл., РФ). 1956 почала діяти перша черга АЕС (42 мВт) у Колдер-Голлі (Англія), у 1957 – АЕС (60 мВт) у Шіппінґпорті (США). У наступні роки в СРСР дали струм АЕС: Бєлоярська (0,3 гВт), Нововоронезька (1,455 гВт), Ленінградська (2 гВт), Кольська (0,88 гВт) та ін. Наявність потуж. пром. бази України, її вигiдне геогр. положення, що дозволяло, за потреби, експортувати електроенергiю на Захід, зумовили буд-во на тер. України низки потужних АЕС. Перший атом. реактор в Українi введено у дiю 1977 на ЧАЕС. На поч. 1996 в Українi працювало 5 АЕС: Запорізька (6 енергоблокiв заг. потужнiстю 6 гВт), Пд.-Українська (3 блоки, 3 гВт), Рiвненська (3 блоки, 1,88 гВт), Хмельницька (1 блок, 1 гВт), Чорнобильська (1 блок, 1 гВт). Найближчим часом передбачається ввести в експлуатацiю 2 енергоблоки (на Хмельн. та Рiвнен. АЕС) заг. потужнiстю 2 гВт. Ще два блоки потужнiстю 2 гВт (на Хмельн. АЕС) мають готовність на 30–40 %.

За заг. потужнiстю АЕС України займають 8-е м. в свiтi. Всi АЕС, окрiм ЧАЕС, оснащенi реакторами ВВЕР, якi загалом вiдповiдають мiжнар. нормам безпеки. У 2000 на всiх АЕС України було одержано 77,3 млрд кВт/год електроенергiї, що становить 37 % (в осiнньо-зим. перiод ця цифра сягає 50 %) вiд заг. виробітку електроенергiї. В умовах гострої нестачі органіч. палива це дозволяє задовольнити мін. потреби нар. госп-ва України. Після Чорнобил. катастрофи вжито числен. заходів, спрямованих на підвищення безпеки АЕС, налагоджено держ. нагляд за експлуатац. станом реакторів; інформація про інциденти на АЕС та рівень радіац. фону навколо них регулярно публікується у пресі. Відповідно до своїх міжнар. зобов’язань Україна вивела ЧАЕС з експлуатації наприкінці 2000. Водночас Україна має сприятл. перспективи для дальшого розвитку АЕС: великі запаси уранових руд, розвинену індустр. базу та кадри висококваліфік. спеціалістів. Окремі країни досягли високого рівня використання АЕС для вироб-ва електроенергії. Показовою щодо цього є Франція, де 78 % електроенергії виробляються на АЕС, у Бельгії – 57 %, Японії – 34 %.

Нині впроваджуються реактори на уповільнених нейтронах, які використовують бл. 1 % природ. урану. Перспективними є реактори на швидких нейтронах, на яких можливе використання всього природ. урану. За типом уповільнювача та теплоносія реактори поділяються на легководні, важководні, газоохолоджувані, високотемпературні та реактори-розмножувачі ядерного палива без уповільнення нейтронів. Конструктивно вони поділяються на корпусні та канальні. На поч. 2000 у 31 країні світу діяло 433 ядер. реакторів заг. потужністю 349 гВт. Ще 37 реакторів заг. потужністю 31 гВт знаходилися у стадії буд-ва.

Осн. частиною АЕС є ядер. реактор, де міститься джерело атом. енергії – ядерне пальне, що зазвичай становить собою двоокис урану (UO2), збагачений ізотопом урану 235U92 (1,8–5,0 %). В актив. зоні реактора відбуваються ланцюгові ядерні реакції поділу, що супроводжуються виділенням тепла, яке теплоносій переносить з реактора в парогенератор, де внаслідок нагрівання робочого тіла (напр., води) утворюється насичена пара. Далі пара надходить у турбіну, яка приводить у рух електрогенератор, що й перетворює мех. енергію на електричну. З турбіни відпрацьована пара потрапляє в конденсатор, де перетворюється на воду (конденсат), що повертається в парогенератор і знову використовується для утворення пари. Така (найпоширеніша) теплова схема АЕС називається двоконтурною (перший контур – перенесення тепла від реактора до парогенератора, другий – переміщення пари з парогенератора в турбіну). В одноконтур. киплячих реакторах нагріта пара безпосередньо спрямовується у турбіну. Якщо теплоносієм є рідкий метал, що в актив. зоні стає радіоактивним, – утворюється проміжний контур (перенесення тепла від проміж. теплообмінника до парогенератора), що запобігає контактові радіоактивного натрію з водою і парою (триконтурна теплова схема). На кожній АЕС є циркуляційні та живильні насоси, водопідігрівники, деаератори (для видалення розчинених у живильній воді газів), системи очищення теплоносія та ін. засоби радіац. безпеки. Значну увагу приділяють біол. захистові, використовуючи шари бетону, графіту, сталі, свинцю тощо. Широко застосовують засоби телемеханіки й автоматики з використанням АСК. Крім стаціонар. АЕС, що будують у р-нах з обмеженими або дорогими ресурсами органіч. палива або гідроенергії, створ. пересувні АЕС невеликої потужності, які використовують у місцях, віддалених від постій. джерел енергії. Розрізняють і атомні теплоелектроцентралі, де, крім електричної, виробляють ще й теплову енергію, що використовується для побут. нагріву, опріснення мор. води та для ін. потреб.

Осн. переваги АЕС над тепловими електростанціями: відсутність емісії газів, що викликають забруднення атмосфери та призводять до випадання кислотних дощів (SO2, NOx) та вуглекислого газу, який поступово веде до зростання парникового ефекту. Екон. характеристики АЕС: менша паливна складова собівартості електроенергії; можливість заощаджувати кам’яне вугілля та ін. види палива, запаси яких у природі поступово зменшуються; менші затрати на транспортування палива. Проте вартість спорудження АЕС вища за вартість буд-ва теплової станції.

Опоненти атом. енергетики вбачають головні її недоліки у загрозі нових аварій на АЕС, невирішеності проблеми надій. захоронення радіоактив. відходів, окремі з яких мають період напіврозпаду у мільйони років. Та майже піввіковий досвід роботи АЕС свідчить, що порівняно з виробл. енергією вони належать до найбільш безпечної галузі енергетики. Проблема відходів властива всім галузям пром-сті: щорічно накопичуються терикони вийнятої породи, попіл від спаленого вугілля та різних видів хім. відходів. Обсяг усіх відходів у діяльності АЕС складає бл. однієї сотої частини усіх інших, причому обсяг найнебезпечніших радіоактив. відходів становить лише одну стотисячну їх частку. Розроблено методи захоронення відходів у глибоких стабіл. геол. формаціях, де за розрахунками спеціалістів вони можуть бути безпечними протягом багатьох тисяч років. Вирішується питання про зняття АЕС з експлуатації і розробляються конкретні шляхи реалізації цього завдання. Вартість здійснення такого процесу оцінюється у 15–20 % від вартості буд-ва АЕС. Після аварії на АЕС «Трі Майл Айленд» (США) та Чорнобил. катастрофи у АЕС з’явилося багато супротивників, які вимагають заборонити АЕС і використовувати альтернативні джерела енергії: сонячні батареї, сонячні термодинамічні цикли, вітрові двигуни, термальні води тощо. Як осн. аргументи вони висувають екол. чистоту цих джерел. Проте за нормал. роботи АЕС додатк. доза опромінення від станції не перевищує флюктуацій природ. радіоактив. фону, який у середньому дорівнює 10–20 мкР/год.

Для АЕС потужністю 1 гВт необхідно бл. 20 т низькозбагаченого урану в рік. Для нормал. роботи теплової електростанції (ТЕС) такої самої потужності необхідно 3–4 млн т вугілля щорічно, і це супроводжується викиданням в атмосферу 10–100 тис. т окислів сірки, 2–20 тис. т окислів азоту, 700– 1500 т попелу та виділенням 4–7 млн т вуглекислого газу. Можна додати, що ТЕС, яка працює на вугіллі, виділяє в атмосферу більше радіоактив. речовин, ніж АЕС тієї самої потужності. Енергет. політика СРСР була спрямована на буд-во низки реакторів в Україні, щоб не транспортувати велику кількість вугілля з Сибіру. Проте надання переваги політ. та екон. міркуванням над наук.-тех. розрахунками призвело до мас. буд-ва реакторів РБМК, зокрема на ЧАЕС. Це порівняно дешеві прототипи воєн. реакторів, на яких здійснювалося нагромадження матеріалів для атом. бомб. Їм притаманні істотні конструкц. недоробки, що зумовлюють нестабіл. роботу в певних режимах; також вони не мають зовн. захисної бетон. конструкції. Нехтування цією обставиною у поєднанні з незадовіл. орг-цією проведення експерименту на четвертому енергоблоці ЧАЕС призвело до найбільшої в історії розвитку АЕС аварії 26 квітня 1986. Ця катастрофа стала величез. лихом для України. Вона супроводжувалась викидом знач. кількості радіонуклідів в атмосферу, опроміненням людей, які брали участь у мінімізації наслідків, та населення, радіоактив. забрудненням великих територій. За висновками експертів МАГАТЕ, теперіш. стан безпеки реакторів ВВЕР в Україні відповідає міжнар. нормам. Створено Держ. ком-т ядер. регулювання України, який стежить за дотриманням установлених норм, контролює роботу всіх ядер. установок і дає дозвіл на їх експлуатацію.

Нині в багатьох країнах розробляють реактори нового покоління, у яких використовуються системи пасив. захисту від аварії (застосування фундам. фіз. законів – сили тяжіння, процесів теплообміну), що не залежать від наявності чи відсутності електропостачання або від дії насосів. У випадку аварії на такому реакторі ці системи автоматично охолоджують активну зону без втручання операторів. Це дає можливість звести ймовірність серйозної аварії, що супроводжувалася б значним викидом радіоактивності за межі реактора, до одного випадку за 10–100 млн рр., тобто практично повністю виключити її. Ці реактори економічно вигідніші за нинішні, дають менше радіац. навантаження на персонал АЕС та насел. і можуть стати основою атомної енергетики майбутнього.

Літ.: Маргулова Т. X. Атомные электрические станции. Москва, 1974; Стерман Л. С., Шарков А. Т., Тевлин С. А. Тепловые и атомные электростанции. Москва, 1975; Юхштейн Д. П., Верхивкер Г. П. Анализ тепловых схем атомных електростанций. К., 1977; Герлига В. А., Полтавченко В. В., Скалозубов В. І. Основи безпеки АЕС з водо-водяними реакторами: Навч. посіб. К., 1995; Чернобыльская атомная электростанция – Славутич: мед. аспекты. К., 1996; Широков С. В. Физика ядерных реакторов: Учеб. пособ. К., 1998; Ядерне законодавство: Зб. нормат.-правових актів (станом на 10 черв. 1999 р.): У 2 т. К., 1999.

А. П. Трофименко

Стаття оновлена: 2001