Атомна електростанція

Визначення і загальна характеристика

А́ТОМНА ЕЛЕКТРОСТА́НЦІЯ (АЕС) — промислове під­приємство, де атомну енергію пере­творюють на електричну. Перша в світі АЕС (потужністю 5 мВт) стала до ладу 27 червня 1954 у СРСР (м. Обнінськ Калузької 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 потужної промислової бази України, її вигiдне гео­графічне положе­н­ня, що до­зволяло, за потреби, екс­портувати електро­енергiю на Захід, зумовили будівництво на території України низки потужних АЕС. Перший атомний реактор в Українi введено у дiю 1977 на ЧАЕС. На поч. 1996 в Українi працювало 5 АЕС:

1. Запорізька (6 енерго­блокiв загальною потужнiстю 6 гВт),
2. Пів­ден­ноукраїнська (3 блоки, 3 гВт),
3. Рiвненська (3 блоки, 1,88 гВт),
4. Хмельницька (1 блок, 1 гВт),
5. Чорнобильська (1 блок, 1 гВт).

За загальною потужнiстю АЕС України за­ймають 8-е місце в свiтi. Усi АЕС, окрiм ЧАЕС, оснащенi реакторами ВВЕР, якi загалом вiдповiдають мiжнародним нормам без­пеки. У 2000 на всiх АЕС України було одержано 77,3 млрд кВт/год електро­енергiї, що становить 37 % (в осiн­ньо-зимовий перiод ця цифра сягає 50 %) вiд загального виробітку електро­енергiї. В умовах го­строї не­стачі органічного палива це дає змогу задовольнити мінімальні потреби народного господарства України. Після Чорнобильської ката­строфи вжито числен­них заходів, спрямованих на під­вище­н­ня без­пеки АЕС, налагоджено державний на­гляд за екс­плуатаційним станом реакторів; інформація про інциденти на АЕС та рівень радіаційного фону навколо них регулярно публікується у пресі. Від­повід­но до своїх між­народних зобовʼязань Україна вивела ЧАЕС з екс­плуатації на­прикінці 2000. Водночас Україна має сприятливі пер­спективи для дальшого роз­витку АЕС: великі запаси уранових руд, роз­винену індустріальну базу та кадри висококваліфікованих спеціалістів. Окремі країни досягли високого рівня викори­ста­н­ня АЕС для виробництва електро­енергії. Показовою щодо цього є Франція, де 78 % електро­енергії виробляються на АЕС, у Бельгії — 57 %, Японії — 34 %.

Впроваджено реактори на уповільнених нейтронах, які використовують бл. 1 % природного урану. Пер­спективними є реактори на швидких нейтронах, на яких можливе викори­ста­н­ня всього природного 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 діяли 433 ядерні реактори загальною потужністю 349 гВт. Ще 37 реакторів загальною потужністю 31 гВт пере­бували у стадії будівництва.

Основною частиною АЕС є ядерний реактор, де міститься джерело атомної енергії — ядерне пальне, що за­звичай становить собою двоокис урану (UO₂), збагачений ізотопом урану ²³⁵U₉₂ (1,8–5,0 %). В активній 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 механічну 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 одноконтурних киплячих реакторах на­гріту пара без­посередньо спрямовують у турбіну. Якщо теплоносієм є рідкий метал, що в активній зоні стає радіо­активним, — утворюється проміжний контур (пере­несе­н­ня тепла від проміжного 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 радіаційної без­пеки. Значну увагу приділяють біо­логічному захистові, використовуючи шари бетону, графіту, сталі, свинцю тощо. Широко за­стосовують засоби телемеханіки й автоматики з викори­ста­н­ням АСК. Крім стаціонарної АЕС, що будують у ра­йонах з обмеженими або дорогими ресурсами органічного палива або гідро­енергії, створено пере­сувні АЕС невеликої потужності, які використовують у місцях, від­далених від по­стійних джерел енергії. Роз­різняють і атомні тепло­електроцентралі, де, крім електричної, виробляють ще й теплову енергію, що використовується для побутового на­гріву, опрісне­н­ня морської води та для інших потреб.

Основні пере­ваги АЕС над тепловими електро­станціями: від­сутність емісії газів, що викликають за­брудне­н­ня атмо­сфери та призводять до випа­да­н­ня кислотних дощів (SO₂, NO_x) та вуглекислого газу, який по­ступово веде до зро­ста­н­ня парникового ефекту. Економічні характеристики АЕС:

• менша паливна складова собівартості електро­енергії;
• можливість заощаджувати камʼяне вугі­л­ля та інші види палива, запаси яких у природі по­ступово зменшуються;
• менші затрати на транс­портува­н­ня палива.

Для АЕС потужністю 1 гВт необхідно бл. 20 т низько­збагаченого урану в рік. Для нормальної 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 радіо­активних речовин, ніж АЕС тієї самої потужності. Енергетичну політику СРСР було спрямовано на будівництво низки реакторів в Україні, щоб не транс­портувати велику кількість вугі­л­ля з Сибіру. Проте на­да­н­ня пере­ваги політичним та економічним міркува­н­ням над наук.-технічними роз­рахунками при­звело до масового будівництва реакторів РБМК, зокрема на ЧАЕС. Це порівняно дешеві прототипи воєн­них реакторів, на яких здійснювали на­громадже­н­ня матеріалів для атомних бомб. Їм притаман­ні істотні кон­струкційні недоробки, що зумовлюють не­стабільну роботу в певних режимах; також вони не мають зовнішньої захисної бетон­ної кон­струкції. Нехтува­н­ня цією об­ставиною у по­єд­нан­ні з незадовільною організацією проведе­н­ня екс­перименту на четвертому енерго­блоці ЧАЕС при­звело до найбільшої в історії роз­витку АЕС аварії 26 квітня 1986. Ця ката­строфа стала величезним лихом для України. Вона су­проводжувалась викидом значної кількості радіонуклідів в атмо­сферу, опроміне­н­ням людей, які брали участь у мінімізації наслідків, та населе­н­ня, радіо­активним за­брудне­н­ням великих територій. За висновками екс­пертів МАГАТЕ, теперішній стан без­пеки реакторів ВВЕР в Україні від­повід­ає між­народним нормам. Створено Державний комітет ядерного 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 пасивного захисту від аварії (за­стосува­н­ня фундаментальних фізичних 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 радіаційного навантаже­н­ня на персонал АЕС та населе­н­ня 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

Фотоілюстрації

×

❮ ❯

Завантажити статтю