Атомные электростанции

     При работе реактора графит нагревается  до температуры при которой может окисляться. Для предотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичный кожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющих элементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружи стального кожуха размещается биологическая защита - специальный бетон. Между кожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона по которому циркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия в качестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой (например из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием при протечке его из контура циркуляции. Автоматические приводы регулирующих стержней получают импульс от ионизационных камер или счётчиков нейтронов. В ионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызывают падение напряжения между электродами к которым приложено разность потенцалов. Падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытые бором поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящих ионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорционально изменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камеры увеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их на соответствующую высоту.

     Графитово-водяной реактор при охлаждении некипящей водой имеет относительно низкую температуру воды на выходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметры генерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.

     В случае перегрева пара в активной зоне реактора КПД установки может быть значительно повышено.

     2.Тяжёловодно-газовый  реактор 2 может работать на  природном уране. Тепловыделяющий  элемент такого реактора покружено  в стальной или алюминиевый  бак, заполненный до определённого  уровня тяжёлой водой. Вокруг бака расположен графитовый отражатель - биологическая защита. Тепловыделяющие элементы имеют внутренние каналы для прохода газа, отводящего тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем также нагревается и требует своей системы охлаждения. Это осуществляется циркуляцией тяжёлой воды с помощью специального насоса и охлаждением её в теплообменнике проточной водой. Такой реактор имеет достаточно высокий КПД и относительно низкую топливную составляющую стоимость вырабатываемой электроэнергии.

     Поскольку топливом служит природный уран, высокая стоимость тяжёлой воды и потери тепла, связанной её охлаждением являются его недостатками .

     3. На водо-водяной или тяжёловодный  реактор в котором замедлителем  и теплоносителем служит вода  или тяжёлая вода.(ВВЭР).

     4. Конструктивная схема реактора  кипящего типа. Этот тип даёт  возможность изготавливать их  с меньшей толщиной стенки, а  так же их положительным свойством  является возможность саморегулирования.

     5. Реактор- размножитель работает  на быстрых нейтронах т.е. на обогащённом уране. Данные типы реакторы требует более высокой биологической защиты, и соответственно применение более дорогих материалов.

     6. Гомогенный реактор где при  использовании природного урана  замедлителем может быть только  тяжёлая вода, при обогащённом уране обычная вода. Здесь деление ядер на быстрых нейтронах отсутствует. Относительно низкая плотность урана и резонансное поглощение требуют более высокой степени обогащения топлива делящимся изотопом.

     Все конструкции реакторов имеют  как и положительные, так и отрицательные стороны, которые всегда необходимо учитывать при проектировании с учётом привязки строительства к конкретным региональным условиям исходя из возможностей доставки сырья, опасностью загрязнения окружающей среды, источников водоснабжения и грунтовых вод.

     При проектировании АЭС используется сложные  математические расчёты, которые не смотря на современные аналитические  возможности вычислительной техники  не могут дать гарантированной правильности всех параметров. Поэтому все расчёты перепроверяются экспериментальной проверкой.

     Это особенно важно при проверке критических  размеров реактора на природном уране. Если довериться только теоретическим  расчётом, то можно допустить серьёзный  просчёт, исправить который будет  весьма дорого и сложно. 
 

Перезагрузка  АЭС

     Периодическая перезагрузка АЭС требует очень  тщательной подготовке и проводится как правило при остановленном  реакторе,так как повышенная радиоактивность  требует отсутствия персонала в  период загрузки и выгрузки, не смотря на то, что схема перезагрузки происходит в автоматическом режиме с использованием специальных контейнеров обеспечивающих не только автоматический режим, но и все требования техники безопасности с постоянным охлаждением.

     Контейнера  имеют толстые свинцовые оболочки, обеспечивающие допустимый фон радиации Конструкции оборудования АЭС.

     Тепловые  схемы АЭС

     В любой АЭС различают теплоноситель  и рабочее тело. Рабочее тело –  это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.

      Назначение теплоносителя на АЭС  – отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

     АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2-х и 3-х контурными. Недостаток – все оборудование работает в радиационно-активных условиях.

     АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя – первый контур, контур рабочего тела – второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно-активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной.

     АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя  и рабочего тела присутствует также  и промежуточный контур. Промежуточный  контур призван предотвратить опасность  выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором и возможно перетекание теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура в случае, если теплоносители (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.

     При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в  таких условиях принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

     Реакторы  канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).

     Основные  технико-экономические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.

     Таблица

     Основные  технические характеристики АЭС  с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. Стоимость 1 кВт установленной  мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5 – 1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях), предназначенных только для производства электроэнергии, кроме того спорной можно считать саму методику определения капитальных вложений в АЭС.

     Перспективы развития ядерной  и термоядерной энергетики

     Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной  энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

     Высокотемпературный энергетический ядерный реактор  на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

     -возможность  получения большой мощности;

     -коэффициент  воспроизводства, превышающий единицу;

     -высокая  температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);

     -малая  критическая масса (десятки килограмм  делящегося вещества);

     -возможность  циркуляции делящегося вещества  и его очистка в системе  циркуляции.

     Из  этого следует:

     -высокая  эффективность использования горючего;

     -минимальные затраты на топливный цикл;

     -повышенная  безопасность;

     -высокая  экономичность;

     -широкий  диапазон использования. 
 

     Вихревые  ядерные реакторы на тепловых и быстрых  нейтронах

     Вихревой  реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому  движению введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем. 
 

     Вспомогательное оборудование

     Вспомогательное оборудование АЭС газодувки, насосы, арматура, измерительные приборы  имеют специфические особенности, которые должны обеспечивать более высокую надежность обеспечивающие более длительный срок работы без профилактики. Обеспечивающие исключение утечки радиоактивного газа. Повышенную стойкость к коррозии. Насосы безсальниковой конструкции, должны обеспечивать высокую герметичность.

     Вся арматура выполняется с сильфонным уплотнением штока.

     Вся измерительная аппаратура имеет  так же свои конструктивные особенности, обеспечивающие более высокую точность и надёжность.