ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

Электростанции
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Тепловые станции
  • Парогенератор
  • Основные энергетические насосы КЭС
  • Газотурбинные установки
  • Теплофикационные электростанции
  • Общее знакомство с паровой турбиной ТЭС
  • Атомные станции
  • Перспективы атомных электростанций
  • Нейтрон
  • Основные компоненты ядерного реактора
  • Классификация ядерных реакторов
  • Тепловые контуры атомных станций
  • Экономическая эффективность ядерной энергии
  • Основные типы реакторов,
    принятые к промышленной реализации
  • АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами
  • АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН)
  • Неоклассическая диффузия
    в магнитном поле токамака
  •  

    Перспективы атомных электростанций

    Доля атомной энергетики в производстве электроэнергии в перспективе будет возрастать. Мнения ведущих специалистов в различных странах сильно расходятся в отношении количественной оценки перспектив развития атомной энергетики.

    Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее.

    Реакторы на быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8-10 лет, чтобы получить плутоний, необходимый для построения аналогичного реактора на быстрых нейтронах.

    Один из важных вопросов ядерной энергетики состоит в выборе природного или обогащенного урана. В России применяется обогащенный уран, так как это позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать - и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейтронов и теплоносителей.

    Назовем основные преимущества атомной энергетики:

      АЭС почти не зависят от месторасположения источников сырья вследствие компактности ядерного топлива и легкой его транспортировки. Однако для охлаждения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

     сооружение мощных энергетических блоков имеет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

     малый расход горючего не требует загрузки транспорта;

      АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

    Надежность АЭС

    В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах может вызвать заболевание и даже смерть.

    Воздействие радиоактивного излучения на живые организмы в настоящее время достаточно хорошо изучено (табл. 8.1). Исследованиями установлено, что последствия ионизирующего излучения мощными дозами в течение относительно короткого времени более ощутимы, чем при «хроническом» облучении небольшими дозами в течение длительного времени. Ионизирующее облучение человека оказывает соматическое (от греческого слова, означающего «тело») и генетическое действия. Длительное хроническое облучение может повысить статистическую вероятность заболевания раком и другими болезнями.

    Действию ионизирующего излучения, так называемого естественного .радиационного фона, подвергается каждый живой организм в течение жизни. Источники, создающие естественный радиационный фон, разделяются на внешние и внутренние.

    Внешние - это источники, находящиеся вне человека, а внутренние - это источники, заключенные в нем самом.

    Общая доза радиации, получаемая человеком за год от естественного радиационного фона, составляет около 100 мБэр (1 мЭв) -милибэр.

    Подпись: Источники облучения	Ежегодные дозы
облучения
мкДж/год
От космических лучей и естественной радиоактивности в человеческом теле, горных породах, почве, воздухе (в среднем)	7-20
То же, для жителей вулканических районов Бразилии	160
Дополнительное среднее облучение внутри каменного дома, вызванного естественной радиоактивностью материалов	5-15
В результате рентгеноскопии	7,5 - 10
Дополнительное облучение от различных источников (космические лучи во время полетов на реактивных лайнерах, светящиеся циферблаты часов, цветные телевизоры и т.д.)	

0,2
От радиоактивных отходов атомных электростанций	Менее 0,0001
От радиоактивных отходов АЭС для лиц, проживающих непосредственно вблизи станций	0,5

    Таблица

    Кроме воздействия радиационного фона, люди подвергаются действию радиации от искусственных источников, интенсивность которых возрастает. Максимальная доза радиации, которую человеческий организм может безболезненно выдержать, точно не установлена. Следует учесть, что
    мБэр - это единица излучения, которая оказывает на человека такое же биологическое действие, как облучение в 1 рентген.

    При этом под рентгеном понимается единица экспозиционной дозы рентгеновского излучения. Один рентген (2,58·10-4 Кл/кг) - это такая доза рентгеновского излучения или гамма-излучения, при которой в 1 г воздуха поглощается энергия, равная 87,7 эрг; в 1 мл мягких тканей человека - 96 эрг. Если от радия массой 1 г на расстоянии 1 м поместить 1 г воды или 1 г мягкой ткани человека, то за 1 ч вода и ткани получат дозу около 1 Р. При медицинском рентгеновском обследовании часть тела человека получает дозу 0,15 Р, а при лечении рентгеновскими лучами (рентгенотерапия) тело человека получает дозу от 1 до 10 Р.

    Предполагается, что когда мощность АЭС в нашей стране достигнет 200 млн. кВт, дополнительная доза облучения населения составит менее 0,01 % от облучения за счет естественной радиации. Такая небольшая доза облучения даже полезна, так как человек всегда жил и развивался в условиях радиации.

    Для того чтобы АЭС не вызывали слишком больших излучений, необходимо выполнять требования безопасности. Понятие безопасности включает в себя несколько аспектов:

     безопасность обслуживающего персонала;

     отсутствие распространения радиоактивности в атмосферу и воду;

     обеспечение безаварийной работы реакторов станций;

      переработка и хранение радиоактивных отходов.

    Для выполнения требований безопасности, прежде всего, необходимо 1) произвести надлежащий выбор места строительства АЭС. Так, согласно последним решениям, их нельзя размещать ближе чем на 180 - 200 км от крупных городов.

    2) на определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства должен быть безопасен в сейсмическом отношении.

    3) главное здание станции в соответствии с требованиями безопасности разделяется на зоны строгого и свободного режима. В зоне строгого режима на обслуживающий персонал могут воздействовать зараженные воздух и поверхности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помещения, где персонал может присутствовать постоянно, и помещения, куда во время работы реактора вход строго воспрещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радиоактивного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуатации, но и в случаях так называемых проектных аварий.

    Для задержки радиоактивности, излучаемой при работе реактора, устанавливается несколько защитных барьеров:

    - кристаллическая решетка топлива, которой поглощаются радиоактивные продукты деления и превращения тяжелых ядер;

     металлическая оболочка тепловыделяющих элементов (твэлов);

    корпус реактора и система циркуляции теплоносителя (первого контура);

    железобетонные или металлические защитные оболочки, предотвращающие распространение радиоактивности при нарушении прочности корпуса реактора или контура с теплоносителем.

    Построенные и строящиеся АЭС с водо-водяными реакторами мощностью 1000 МВт снабжаются защитными оболочками. Здесь предусматривается кольце­вой бак биологической защиты и газгольдер с высокой трубой, через которую вы­брасывается воздух из помещений. Высота трубы рассчитана так, что радиоактив­ные ядра успевают частично распасться, прежде чем достигнут поверхности земли (при нормальной работе станции в атмосферу попадает лишь небольшое количест­во газообразных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода). На АЭС про­текает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов.

    При этом масса ядерного топлива должна быть не менее некоторого определенного значения, но топливо «выгорает» и коэффициент размножения делящихся нейтронов постепенно (хотя и медленно) уменьшается. Для компенсации этого эффекта в реактор загружают несколько больше топлива, чем это необходимо. Безопасность работы при этом обеспечивают подвижные компенсирующие стержни, поглощающие нейтроны деления. Однако если по ошибке стержни окажутся поднятыми, начнется неуправляемый «разгон мощности». Тогда начинает действовать аварийная защита, включающая сначала сигнализацию, а затем мгновенно вводящая в активную зону дополнительные аварийные стержни. Чтобы исключить самопроизвольный пуск реактора, в систему первого контура вводится борная кислота, активно поглощающая нейтроны.

    Хотя теоретически аварии на АЭС маловероятны, тем не менее за период с 1971 по 1985 г. в 14 странах мира случалась 151 авария разной степени сложности и с разными, в том числе с тяжелыми, исходами для людей и окружающей среды.

    Авария 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Чернобыльской АЭС в СССР привела к тяжелым последствиям. В результате аварии погибли 28 человек и нанесен ущерб здоровью многих людей. Разрушение РБМК (реактора большой мощности канального типа) привело к радиоактивному загрязнению территории около 1 тыс. км2. Выведены из строя сельскохозяйственные угодья, остановлена работа предприятий, а из 30 - километровой зоны от центра аварии выселено несколько десятков тысяч человек. Авария на Чернобыльской АЭС произошла из-за ряда допущенных работниками этой станции грубых нарушений правил эксплуатации реакторной установки. Вследствие несоблюдения персоналом технологического регламента эксплуатации реактор попал в опасное нерасчетное состояние.

    Авария на Чернобыльской АЭС показала необходимость конкретных мер по усилению безопасности атомных станций. Здесь прежде всего необходимо дальнейшее повышение технологической надежности в период эксплуатации, своевременный демонтаж и консервация станций по исчерпании ими ресурса основного оборудования (средний срок службы АЭС примерно 30 лет), изыскание более совершенных способов захоронения, складирования и применения радиоактивных отходов.

    В связи с чернобыльской аварией, которая хотя и является очень крупной и тяжелой, но отнюдь не приостанавливающей дальнейшее развитие атомной энергетики, разрабатывается ряд международных мер для предотвращения аварий и уменьшения их возможных последствий. К таким мерам относится разработка механизмов для своевременного оповещения о выбросах радиоактивных элементов за пределы национальной территории, получение информации об уровне радиоактивности в странах, возможных дополнительных технических мерах на ядерных установках.

    ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ