Атомная энергия

Управление образования Кушвинского городского округа.

МОУ СОШ №1

ПРОЕКТНАЯ РАБОТА ПО ПРЕДМЕТУ:

ФИЗИКА

Автор:xxx,

Педагог: xxx

г. Кушва, 2007 г.

Оглавление

1. Атомная энергия

2. Преобразование энергии

3. Виды и источники энергии

4. Мощность

5. Преобразование энергии

6. История развития атомной энергетики

7. Безопасность атомных станций с реакторами ВВЭР, РБМК, ЭГП и БН.

8. Радиационная безопасность атомных станций

9. Белоярская АЭС

10. Билибинская АЭС

11. Волгодонская атомная станция

12. Калининская атомная станция

13. Кольская атомная станция

14. Курская атомная станция

15. Ленинградская атомная станция

16. Нововоронежская атомная станция

17. Смоленская атомная станция

18. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС

Атомная энергия.

Мы часто употребляем слово «энергия». О сорте шоколада говорят, что он хорошо компенсирует затраты энергии, о полном сил человеке - «сгусток энергии», а учителей и воспитателей призывают энергичнее принимать меры.
Учёные занимаются физикой высоких энергий, политики и экономисты обсуждают использование энергии солнца, ветра и атомного ядра. Но даже специалистам трудно сказать, что же это такое - энергия!
Весьма близким к истине было бы определение энергии как запасенной работы или способности совершать работу. Итак, энергия необходима для того, чтобы начать какое-либо движение, ускорить перемещение, что-то поднять, нагреть и осветить. Без энергетической подпитки невозможно любая жизнедеятельность, не двигаются автомобили, не работает отопление. Энергия не может ни возникнуть из ничего, не исчезнуть бесследно. Но она может быть получена из природных ресурсов, таких как уголь, природный газ или уран, и превращена в удобные для нас формы, например в тепло или свет. В окружающем нас мире мы находим различные формы накопления энергии: вода в водохранилище обладает потенциальной энергией, движущийся автомобиль - энергией движения, натянутый лук - энергией натяжения, грозовые облака - электрической энергией, солнечные лучи - световой, нефть - химической, а в уране накоплена ядерная энергия.

Преобразование энергии на АЭС (начальные сведения о реакторной установке РБМК-1000)

Преобразование энергии.

Основные понятия. Механическая энергия

Определение: Энергия это мера возможности совершить работу. Для примера: Сжатая пружина в механических часах обладает энергией достаточной для работы часов в течении суток или более. Батарейки в детской игрушке позволяют ей работать в течении нескольких часов. Раскрутив детский волчок, можно сообщить ему энергию достаточную для вращения в течении некоторого времени.

Энергия и работа связанные между собой понятия, единицей для их измерения служит Джоуль [Дж]. Одно из определений работы из курса физики:

Определение:Работой силы F на прямолинейном пути s, в случае когда направление силы и направление движения совпадают, называется произведение силы на путь.

Опуская груз массой 1 кг на высоту s=1 м мы совершаем работу за счет силы тяжести. Сила тяжести G действующая на груз массой 1 кг рассчитывается по формуле:

где, ускорение свободного падения:

масса груза:

следовательно работа при опускании груза:

Подняв груз массой 1 кг на высоту 1 м мы совершили работу A=9.8 Дж. Если груз отпустить, то под действием силы тяжести опустившись на 1 м груз может совершить работу. Другими словами тело массой 1 поднятое на высоту 1 м обладает энергией (возможностью совершить работу) равной 9.8 Дж. В данном случае речь идет о потенциальной энергии в поле силы тяжести.

Движущиеся тело может столкнувшись с другими телами вызвать их движение (совершить работу). В этом случае речь идет о кинетической энергии. Сжимая (деформируя) пружину, мы сообщаем ей потенциальную энергию деформации (возможность совершить работу при распрямлении). В повседневной жизни мы наблюдаем непрерывное перетекание энергии из одного вида в другие. Подбросив мяч мы сообщаем ему кинетическую энергию, поднявшись на высоту h он приобретает потенциальную энергию, в момент удара о землю мяч подобно пружине сжимается приобретая потенциальную энергию деформации, и т.д. Все выше перечисленные виды энергии относятся к механической энергии.

Виды и источники энергии

Тепловая энергия

Вторым, после механической, видом энергии, которым человек пользуется на протяжении почти всей своей истории является тепловая энергии. Наглядное представление о тепловой энергии человек получает с пеленок: это горячая пища, тепло систем отопления в современной квартире (если его не отключили), или тепло печки в деревенском доме. Что же представляет собой эта энергия с точки зрения физики? Каждое физическое тело состоит из атомов или молекул, в жидкостях и газах они хаотично движутся, чем выше скорость движения, тем большей тепловой энергией обладает тело. В твердом теле подвижность молекул или атомов значительно ниже чем в жидкости, а тем более в газе, молекулы твердого тела только колеблются относительно некоторого среднего положения, чем сильнее эти колебания тем большей тепловой энергией обладает тело. Нагревая тело (сообщая ему тепловую энергию), мы как бы раскачиваем его молекулы и атомы, при достаточно сильном "раскачивании" можно выбить молекулы со своего места и заставить хаотично двигаться. Этот процесс плавления наблюдал каждый, нагревая в руке кусочек льда. Продолжая нагрев мы как бы разгоняем движущиеся молекулы, при достаточном разгоне молекула может выйти за переделы тела. Чем больше нагрев, тем больше молекул могут покинуть тело, в конце концов, передав телу достаточное количество тепловой энергии можно превратить его в газ. Такой процесс испарения протекает кипящем чайнике.

Электрическая энергия

Мельчайшей электрически заряженной частицей является электрон, который в ходит в состав любого атома. Для нейтрального атома суммарный отрицательный заряд электронов равен положительному заряду ядра, а заряд всего атома равен нулю. Если удалить несколько электронов, то сумма зарядов электронов и ядра станет больше нуля. Если добавить лишних то атом приобретет отрицательный заряд. Из физики известно что два противоположно заряженных тела притягиваются. Если на одном теле сосредоточить положительный заряд (удалить с атомов электроны) а на другом отрицательный (добавить электроны), то между ними возникнут силы притяжения, но на больших расстояниях эти силы очень малы. Соединив эти два тела проводником (например металлической проволокой в которой электроны очень подвижны) мы вызовем движение электронов от отрицательно заряженного тела к положительно заряженному телу. Движущиеся электроны могут совершить работу (например накалить нить электролампы) следовательно заряженные тела обладают энергией. В источнике электрической энергии происходит разделение положительных и отрицательных зарядов замыкая электрическую цепь мы, как бы позволяем разделенным зарядам соединится но при этом заставляем их выполнить необходимую нам работу.

Химические источники энергии.

Самым первым источником энергии, который человек поставил себе на службу, были обыкновенные дрова для пещерного костра. При горении происходят химические реакции окисления. Самой распространенной и широко используемой, с древних времен и до наших дней, является реакция окисления углерода:

Углерод в ходящий в состав любого органического топлива (уголь, дерево, нефть, газ), взаимодействуя с кислородом атмосферы образует углекислый газ и выделяется тепловая энергия.

Химические реакции могут происходить как с поглощением так и с выделением энергии, сама энергия может быть как тепловой так и электрической. В автомобильном аккумуляторе при работе происходит выделение электрической энергии, при зарядке происходит поглощение электрической энергии.

Ядерный источник энергии

Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении:

где с = 300 000 000 м/с - скорость света;

таким образом тело человек массой 70 кг содержит в себе энергию

такое количество энергии реакторная установка РБМК-1000 выработает только за две тысячи лет работы. Главная проблема научится превращать массу в полезную энергию. Первый шаг для решения этой проблемы человечество сделало освоив военное и мирное использование энергии деления ядер. В самом первом приближении процессы, происходящие в ядерном реакторе, можно описать как непрерывное деление ядер. При этом масса целого ядра до деления больше массы получившихся осколков. Разница составляет примерно 0.1 ? массы разделившегося ядра. Разумеется до полного превращения массы в энергию еще очень далеко, но уже такое, не обнаруживаемое обычными весами, изменение массы топлива в реакторе позволяет получать гигантское количество энергии. Изменение массы топлива за год непрерывной работы в реакторе РБМК-1000 составляет приблизительно 0.3 г, но выделившаяся при этом энергия такая же, как при сжигании 3000000 (три миллиона) тон угля.

Мощность.

В практике, когда мы говорим о источнике энергии нас, как правило, интересует его мощность. Поднять тысячу кирпичей на пятый этаж строящегося дома, можно краном, а можно и с помощью двух рабочих с носилками. И в том, и в другом случае совершенная работа и затраченная энергия одинакова, отличаются только мощности источников энергии. Определение: Мощность источника энергии (машины), это количество полученной энергии (совершенной работы) в единицу времени.

мощность= энергия(работа)/время

размерность [Дж/сек = Вт]

Закон сохранения энергии

Как указывалось выше в окружающем нас мире происходит непрерывное преобразование энергии из одного вида в другую. Подбросив мячик мы вызвали цепочку преобразований механической энергии из одного вида в другой. Прыгающий мячик наглядно иллюстрирует закон сохранения энергии:

Энергия не может исчезать в никуда, или появляться из неоткуда, она может только переходит из одного вида в другой.

Мяч, совершив несколько подскоков, в конце концов останется неподвижным на поверхности. Поскольку первоначально переданная ему механическая энергия расходуется на:

а) преодоление сопротивления воздуха в котором движется мяч (переходит в тепловую энергию воздуха)

б) нагрев мяча и поверхности соударения. (изменение формы всегда сопровождается нагревом, вспомним как нагревается алюминиевая проволока при многократных перегибах)

Преобразование энергии

Возможности по преобразованию и использованию энергии являются показателем технического развития человечества. Первым, используемым человеком, преобразователем энергии можно считать парус - использование энергии ветра для перемещения по воде, дальнейшие развитее, это использование ветра и воды в ветряных и водяных мельницах. Изобретение и внедрение паровой машины произвело настоящую революцию в технике. Паровые машины на фабриках и заводах резко увеличили производительность труда. Паровозы и теплоходы сделали перевозки по суше и морю более быстрыми и дешевыми. На начальном этапе паровая машина служила для превращения тепловой энергии в механическую энергию вращающегося колеса, от которого с помощью различного рода передач (валы, шкивы, ремни, цепи), энергия передавалась на машины и механизмы.

Широкое внедрение электрических машин, двигателей превращающих электрическую энергию в механическую и генераторов для производства электроэнергии из механической энергии, ознаменовало собой новый скачёк в развитии техники. Появилась возможность передавать энергию на большие расстояния в виде электроэнергии, родилась целая отрасль промышленности энергетика.

В настоящее время создано большое количество приборов предназначенных, как для преобразования электроэнергии в любой вид энергии необходимый для жизнедеятельности человека: электромоторы, электронагреватели, лампы освещения, так и использующие непосредственно электроэнергию: телевизоры, приемники и т.п.

Возможные схемы преобразования энергии

Непосредственное использование природных источников энергии .

Преобразование с использованием паровой машины

Преобразование с использованием электроэнергии

Преобразование энергии в промышленной энергетике
Как было сказано выше производство электроэнергии является отдельной отраслью промышленности. В настоящее время наибольшую долю электроэнергии производят на трех видах электростанций:

1. ГЭС (гидроэлектростанция)

2. ТЭС (теплоэлектростанция)

3. AЭС (атомная электростанция)

Рассмотрим преобразование энергии на этих видах электростанций:

ГЭС

ТЭЦ

При использование тепловой энергии пара в цепочки преобразования энергии появляется возможность использовать часть тепловой энергии для обогрева (показано пунктиром) или для нужд производства.

АЭС (с одноконтурным реактором)

История развития Атомной энергетики

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС -- перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур -- пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС -- использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор -- турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30--40% (на ТЭС 60--70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности -- в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря. 

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948--49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980--2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Безопасность атомных станций с реакторами ВВЭР, РБМК, ЭГП и БН

В соответствии с федеральными законами в области использования атомной энергии, нормами и правилами по безопасности в 2003 году на атомных станциях выполнен большой объем работ по модернизации оборудования и систем с целью повышения их уровня безопасности и приведения к современным требованиям.

Продолжались работы по основным направлениям деятельности концерна "Росэнергоатом", прежде всего в области повышения безопасности энергоблоков АЭС и обеспечения централизованного управления атомными станциями:

· совершенствование централизованного управления и обеспечение безопасной эксплуатации АЭС со стороны подразделений эксплуатирующей организации - концерна "Росэнергоатом";

· совершенствование и повышение эффективности работы Кризисного центра концерна;

· обеспечение эффективной научно-технической поддержки эксплуатации АЭС со стороны научного центра концерна - ВНИИАЭС, других поддерживающих научных и проектно-конструкторских организаций;

· укрепление материально-технической базы и готовности отраслевого Аварийно-технического центра к ликвидации проектных и запроектных аварий;

· расширение материально-технической базы и совершенствование работы отраслевых учебных центров подготовки эксплуатационного и ремонтного персонала;

· обеспечение финансирования работ по повышению безопасности АЭС из централизованных источников.

Основными приоритетами при эксплуатации энергоблоков АЭС являются:

· обеспечение ядерной, радиационной, технической, пожарной, экологической безопасности и техники безопасности;

· экономическая эффективность;

· культура безопасности;

· соблюдение норм и правил по безопасности.

Рассмотрение ситуации, предшествовавшей аварии на 4 блоке ЧАЭС показали, что возможны исключительные нарушения регламента и режимов работы оборудования которые в сочетании с положительным паровым эффектом реактивности большим по величине 4 5 эф и низкой скоростью ввода отрицательной реактивности системой управления и защиты в аварийных режимах могут привести к катастрофическим последствиям.

Поэтому основное содержание мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК, начиная с 1986г., сводилось к уменьшению парового эффекта реактивности и увеличению скорости ввода отрицательной реактивности системой СУЗ в режиме аварийной защиты.

Под паровым эффектом реактивности понимают ту реактивность, которая высвобождается при превращении воды, заполняющей технологические каналы в пределах активной зоны в пар, т.е. при изменении паросодержания на 100%.

Негативное влияние положительного парового эффекта реактивности на динамику реактора и его безопасность проявляется в том, что при таких изменениях параметров реактора как рост мощности, снижение давления в КМПЦ, снижение расхода питательной воды, снижение расхода воды в КМПЦ и др. приводит рост паросодержания, вносится положительная реактивность, приводящая к росту мощности.

При анализе мощностного эффекта реактивности сделан вывод о том, что при величине парового коэффициента реактивности 0,05 эф, который является составной частью быстрого мощностного коэффициента реактивности, устойчивость общей мощности реактора РБМК при больших выгораниях существенно зависит от взаимодействия всего оборудования энергоблока и настройки тепловой автоматики. В итоге при нормальной работе тепловой автоматики, эффект саморегулирования за счет отрицательного быстрого мощностного эффекта реактивности отсутствовал, все функции управления и обеспечения безопасности ложились на систему управления и защиты. Задачи управления реактором при нормальных условиях эксплуатации были решены путем разработки и внедрения системы локальных автоматических регуляторов.

При анализе безопасности считалось, что паровой коэффициент реактивности положительный при рабочих параметрах.

При дальнейшем снижении плотности воды расчетный паровой коэффициент уменьшался по величине и становился отрицательным. В итоге полный эффект обезвоживания считался нулевым и даже отрицательным.

После аварии на ЧАЭС этот вывод был подвергнут критике и расчетам с использованием более совершенных методик (метод Монте-Карло и др.). Было показано, что плотностной коэффициент реактивности топливной ячейки остается отрицательным во всем диапазоне изменения плотности воды, а суммарный эффект реактивности при обезвоживании активной зоны без ДП при рабочих параметрах в критическом состоянии положительный и примерно равен паровому эффекту реактивности.

Этот вывод был экспериментально подтвержден при экспериментах по обезвоживанию КМПЦ на реакторах 1, 2 блоков ЧАЭС и 1 блоке САЭС.

Радиационная безопасность атомных станций

Исходя из принципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом, одной из основных задач АЭС концерна в 2003 году было дальнейшее уменьшение степени воздействия ионизирующего излучения на человека посредством создания условий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Основные дозовые пределы облучений персонала соблюдаются на всех АЭС концерна. Кроме того, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемости персонала.

В результате выполненных в 2003 году организационных и технических мероприятий коллективные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц снизились по сравнению с 2002 годом примерно на 20 %, а с начала переходного периода на новые, более жесткие дозовые пределы (1996 год) - в 1,9 раза.

На АЭС с реакторами ВВЭР и БН достигнуты предельно низкие уровни доз облучения, сравнимые с показателями лучших АЭС мира.



Средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв
АЭС	1996	1997	1998	1999	2000	2001	2002	2003
Балаковская	1,0	1.0	1.2	1,0	0.8	0.7	0,7	0.7
Белоярская	1.8	1.3	2.2	1.4	1.8	1.7	1.6	1.0
Билибинская	11.5	6.0	6.9	5.8	4.9	5.3	5.2	4.4
Волгодонская	-	-	-	-	-	0.02	0.07	0.10
Калининская	1.5	1.4	1.2	1.2	1.2	1.0	0.7	0.6
Кольская	3.2	1.8	2.0	3.2	2.0	2.1	1.8	1.9
Курская	9.8	7.9	6.2	6.9	5.9	4.3	4.4	3.6
Ленинградская	6.6	5.8	4.9	3.5	3.9	4.0	3.5	3.5
Нововоронежская	2.9	2.8	2.3	3.5	2.3	3.1	2.7	2.6
Смоленская	3.8	4.6	5.4	5.2	4.8	4.6	4.6	2.3
Средневзвешенное значение	4.4	4.2	3.7	3.8	3.4	2.9	2.8	2.2

Результатом реализации принятой концерном в 2002 году Программы работ по снижению дозозатрат персонала на АЭС с РБМК-1000 в соответствии с требованиями НРБ-99 стало уменьшение в 2003 году коллективной дозы облучения персонала АЭС с реакторами РБМК примерно на 24 % (в 1,3 раза). Однако задача по снижению облучаемости персонала на АЭС с реакторами РБМК будет актуальна и в будущем.

Средние индивидуальные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц близки к дозе облучения населения от природных источников излучения (1,5 - 15 мЗв, в отдельных регионах - до 50 мЗв в год).

Следует отметить, что благодаря целенаправленной работе эксплуатирующей организации и АЭС в 2003 году на атомных станциях концерна отсутствует персонал, получивший дозу облучения более 20 мЗв,

Дальнейшее снижение облучаемости персонала АЭС будет определяться совершенствованием управления ремонтными работами посредством применения методологии ALARA, внедрения и широкого использования быстросъемных защитных экранов, электронных прямопоказывающих дозиметров, а также за счет оптимизации длительности ремонтов и т. д.

Многолетние данные радиационного контроля в районах расположения АЭС свидетельствуют о том, что в режиме нормальной эксплуатации атомные станции не оказывают обнаруживаемого влияния на население и окружающую среду.

В 2003 году газоаэрозольные выбросы и жидкие сбросы всех АЭС были значительно меньше установленных допустимых значений и создали дополнительную к фоновому облучению населения от природных источников излучения дозу не более:

· 0,1 мкЗв на АЭС с ВВЭР-1000;

· 0,5мкЗв на АЭС с ВВЭР-440;

· 2,0 мкЗв на АЭС с РБМН-1000.

Таким образом, уровень радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду в 2003 году составил 0,003 - 0,06 % от дозы, создаваемой природными источниками излучения, и не может быть измерен на фоне естественной радиации. Радиационный риск воздействия АЭС на население составляет менее 10^-6 в год и согласно Нормам радиационной безопасности (НРБ-99) является безусловно приемлемым.

Белоярская АЭС

Белоярская атомная станция - единственная АЭС с энергоблоками разных типов на которых отрабатывались принципиальные технические решения для большой ядерной энергетики.

На станции сооружены три энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и один с реактором на быстрых нейтронах.

Энергоблок 1 с водографитовым канальным реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт остановлен в 1981 г., энергоблок 2 с реактором АМБ-200 мощностью 200 МВт остановлен в 1989 г.

В настоящее время эксплуатируется третий энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Опыт создания и освоения энергоблока 3, проводимые на его оборудовании научно-исследовательские работы, опыт совершенствования его систем широко используются для дальнейшего развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Блок 3 является прототипом более мощных энергоблоков будущего с реакторами БН-800.

В 1999 году после многих лет разработки и изготовления на станцию поставлен учебный тренажер блочного щита управления энергоблока БН-600. Это новое средство подготовки и поддержания квалификации персонала существенным образом дополнило действующую систему подготовки и должно увеличить надежность и безопасность энергоблока.

Тренажер полностью соответствует существующему блочному щиту управления третьего энергоблока БАЭС.

Для строителей и энергетиков

Белоярской АС построен благоустроенный город, расположенный недалеко от водохранилища и окруженный живописным сосновым бором. В городе имеется энергетический техникум для подготовки специалистов в области ядерной энергетики.

История создания Белоярской АЭС

Белоярская АС им. И.В. Курчатова -

первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-х километровой зоне от станции построен город энергетиков - Заречный.

Строительство первой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г.

вступил в строй энергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100

МВт. Второй энергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.

В настоящее время эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшие свой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом.

В 1980 г. пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600 наряду с выработкой электроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива. Это крупнейший в миреэнергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешно эксплуатируется до настоящего времени. Опыт эксплуатации реактора БН-600 позволил развить новое направление в реакторостроении - создание реакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями.

Планируется запуск энергоблока №4 с реактором БН-800 в 2009 году.

Билибинская атомная станция

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки (800 км к югу от Певека, 2000 км к северу от Магадана и 12000 км от Москвы).

Зима длится более 10 месяцев в году, зимняя температура иногда достигает - 55 ^ОС и зимой круглые сутки темно. Город, окруженный сотнями километров огромных озер, болот, куда добраться можно только по воздуху, или долгая дорога в 2000 км от Магадана. И то это возможно только зимой, когда земля сильно промерзает, на санях, запряженных оленями. Сельская местность, где в изобилии водятся дикие животные: огромные полярные волки, медведи, северные олени, лоси и росомахи.

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль сооружена в 1974 - 1976 гг. и является комбинированным источником электрической и тепловой энергии. Она обеспечивает энергоснабжение промышленных объектов и поселков в автономном режиме.

При разработке и проектировании реакторной установки учитывались наличие вечной мерзлоты и необходимость работы ATЭЦ в изолированной энергосистеме. Станция состоит из четырех однотипных энергоблоков суммарной электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Прототипами данного типа реактора послужили - реактор первой в мире АЭС в Обнинске и два реактора на Белоярской АЭС.

Реакторы для станции спроектировали в Обнинском ФЭИ. Проект станции разработал Урал ТЭП.

Удачным решением надо считать блокировку технических сооружений в одном здании - главном корпусе станции; а также применение несущего каркаса здания металлоконструкций, что позволило произвести их изготовление на заводах "материка", а на месте в Билибино осуществить монтаж главного корпуса станции на все четыре блока. Все это в условиях Крайнего Севера дало возможность организовать 3-х сменную непрерывную работу станции (включая работу в выходные дни) в помещениях с положительной температурой.

АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция, с поэтическим названием "Северное сияние" (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт. Но существующие экономические трудности края сократили потребности в электричестве. Поэтому, несмотря на проектную мощность Билибинской АЭС в 48 МВт последние пять лет, её средняя нагрузка составляла 15-25 МВт. Станция способна работать при весьма неравномерном суточном графике нагрузок энергосистемы.

БиАТЭЦ также снабжает теплом прилегающий промышленный комплекс и жилой массив, будучи единственным источником тепловой энергии в районе. Основная доля потребляемой тепловой энергии приходится на коммунально-бытовое потребление многонационального населения края, занятого в основном золотодобычей.

В поселке Билибино с населением около 10 тысяч человек проживают работники АС, геологи, строители, золотодобытчики. При этом персонал БиАТЭЦ составляет 670 человек.

Здесь имеются спортивно-оздоровительный комплекс, горнолыжная трасса, школы, детские сады и другие учреждения.

История создания Билибинской АЭС

В тридцатые годы русский ученый Билибин из Москвы, был убежден, что на крайнем севере России есть золото. Через два десятилетия в этом районе действительно было найдено золото. В семидесятые годы этот край был уже заселен, и город золота получил название Билибино в честь ученого.

Атомная энергия в этом отдаленном уголке земли оказалась самым эффективным средством снабжения золотодобывающей промышленности и поэтому построили Билибинскую АТЭЦ. В годы расцвета в городе насчитывалось 15000 жителей, большинство которых жило в домах, построенных на шестах, защищающих их от вечной мерзлоты. Каждый год добывалось приблизительно 5 тонн золота. Сейчас эта отрасль переживает спад.

12 января 1966 года принято постановление Совета Министров СССР о строительстве Билибинской атомной электростанции.

Стройка в 1967 году была объявлена Всесоюзной ударной. Коллектив стройки в основном был укомплектован молодежью комсомольского возраста, в своем большинстве прибывшим по комсомольским путевкам.

Монтажные работы по сооружению БиАТЭЦ начались в 1969 г. участком треста "Дальэнергомонтаж". СУ БиАЭС подготовило фундамент под будущую станцию. ДЭМ притупил к монтажу металлоконструкций главного корпуса.

В начале 1971 года ДЭМ сменил Билибинский монтажный участок треста "Востокэнергомонтаж", который имел опыт монтажа оборудования крупнейших ГРЭС. Монтажники ВЭМа продолжили монтаж каркаса главного корпуса, выполнив более половины объёма работ (а всего более 300 тонн). Монтаж был выполнен с высоким качеством. Каркас главного корпуса собран на высокопрочных болтах - современной по тем временам технологии. Одновременно развернулись работы по монтажу радиаторных охладителей трубопроводов и оборудования первого блока.

В 1973 году был произведен пробный пуск турбины первого блока с испытательным прокручиванием её до 3000 оборотов в минуту и продувкой всех технических паропроводов БиАЭС. Пар давала пусковая котельная.

К декабрю 1973 г. основные работы пускового комплекса 1-го блока БиАТЭЦ были завершены.

14 января 1974 г. БиАТЭЦ дала первый промышленный ток в сеть Чаун-Билибинского узла.

Четкая организация строительства, внедрение недельно-суточного планирования и ежедневный диспетчерский контроль сетевого графика производства работ при централизованном завозе материалов и конструкций в технологической последовательности всем участникам строительства, высокий технический уровень специалистов и рабочих кадров позволил в кратчайшие сроки с 1974 по 1976 годы ввести в эксплуатацию все четыре блока Билибинской АТЭЦ.

Блоки №1 и №2 были введены в эксплуатацию в 1974 г. В 1975 году был запущен блок №3 и 28 декабря 1976 года блок №4.

Волгодонская атомная станция

Проект строительства Волгодонской АЭС в составе четырех энергоблоков мощностью 1 млн. кВт каждый утвержден приказом Минэнерго СССР от 12.10.79 № 133пс.

 В связи с решением сессии Волгодонского областного Совета народных депутатов от 28 06 90 Советом Министров СССР было принято решение о прекращении строительства Волгодонской АЭС. С 01.01.91 Волгодонская АЭС находилась на консервации по специальному технологическому режиму. С целью возобновления работ по достройке Волгодонской АЭС в 1994 г. был выполнен Проект по оценке воздействия Волгодонской АЭС на окружающую среду (ОВОС).

В соответствии с поручением Правительства РФ (от 12.08.98 № БН-П7-23423) выполнена доработка проектных материалов с учетом замечаний государственной экспертизы Повторная государственная экологическая экспертиза доработанного проекта Волгодонской АЭС (заключение от 10.02.2000 № 62) отметила соответствие указанного проекта требованиям законодательных и нормативных документов РФ и рекомендациям МАГАТЭ и сочла возможным реализацию проекта в составе двух энергоблоков.

 Получены лицензии Госатомнадзора России на сооружение энергоблока 1 (№ ГН-02-101-0481 от 10.05.2000) и его эксплуатацию (№ ГН-03-101-0582 от 19.01.2001).

 Объединенная энергетическая система (ОЭС) Северного Кавказа, в которую включена Волгодонскую АЭС, обеспечивает энергоснабжение 11 субъектов Российской Федерации обшей площадью 431,2 тыс. км с населением 17,7 млн. человек.

 Проектом, кроме выработки электроэнергии, предусмотрена возможность теплоснабжения г. Волгодонска и его промузла.

 Проект Волгодонской АЭС относится к серии унифицированных проектов с реакторами ВВЭР-1000. Каждый из энергоблоков мощностью по 1000 МВт размещается в отдельно стоящем главном корпусе.

 Энергоблок включает в себя реакторную установку В-320 и турбоустановку. Тепловая, схема энергоблоков двухконтурная. Первый, контур (радиоактивный) состоит из реактора, главных циркуляционных насосов, парогенераторов и компенсатора давления. Второй, нерадиоактивный, контур состоит из турбоустановки, водопитательной установки, паровой части парогенераторов и связывающих это оборудование трубопроводов.

 Топливо размещается в корпусе реактора в активной зоне, содержащей 163 тепловыделяющих сборок. В этих сборках топливо находится в виде таблеток слабообогащенного по урану-235 оксида урана, заключенных в герметичные трубки из циркониевого сплава.

 Теплоносителем первого контура является вода высокой чистоты под давлением 160 кг/см² (16.0 МПа) с растворенной в ней борной кислотой.

 Применение в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов воды позволяет получить в реакторе ВВЭР-1000 отрицательный температурный коэффициент реактивности, определяющий высокую стабильность и саморегулируемость реактора.

 Проектом Волгодонской АЭС намечено благоустройство и озеленение территории промплощадки, пристанционной площади и санитарно-защитной зоны.

 В административном отношении площадка АЭС расположена в Дубовском районе Волгодонской области в 13,5 км от г. Волгодонска и в 19 км от г. Цимлянска.

 Ближайшие населенные пункты - хутор Харсеев и хутор Подгоренская - расположены вне санитарно-защитной зоны АЭС на расстоянии 3,5 и 5 км.

 В зону наблюдения АЭС радиусом 30 км входят части территории четырех административных районов Волгодонской области - Волгодонского, Цимлянского, Дубовского и Зимовниковского с общей численностью населения 227 тыс. человек.

 Плотность населения в зоне наблюдения АЭС (радиусом 30 км) составляет 81 чел/км^2.

 В зоне расположения Волгодонской АЭС наблюдаются пыльные бури продолжительностью 6 дней в году и туманы в течение 50 дней в году преимущественно в холодный период. Среднее количество осадков в данном регионе колеблется от 388 до 428 мм/год при максимальных значениях 434 мм/год.

 Природная радиационная обстановка в районе размещения АЭС благополучная.

 Площадка АЭС расположена на левом берегу Цимлянского водохранилища, созданного в нижнем течении р. Дон в 1952 г. Площадь зеркала Цимлянского водохранилища при нормальном подпорном уровне 36,0 абс. м составляет 2700 км², а полный его объем близок к объему среднегодового стока р. Дон и составляет около 24 км³. Расстояние от главных корпусов до Цимлянского водохранилища около 2 км, так как граница водохранилища отделена от промплощадки дамбой водоема-охладителя.

История создания Волгодонской АЭС

Технический проект Ростовской (Волгодонской) АЭС разработан Горьковским отделением института "Атомэнергопроект" в соответствии с постановлением Совета Министров СССР от 21.10.76 № 87Д.

Технический проект Ростовской АЭС был утвержден Минэнерго СССР 13.10.79 г. приказом № 133 и Постановлением СМ СССР от 15.11.79 г. № 1000.

В октябре1979 года начато строительство Ростовской АЭС.

29 августа 1990 года, строительство РоАЭС было приостановлено, станция переведена в режим консервации. Готовность первого энергоблока составила 95%, второго энергоблока - 30%; сооружена фундаментная плита третьего энергоблока, и вырыт котлован для четвертого энергоблока.

Однако в связи с получившими широкое распространение выступлениями против пуска в эксплуатацию Ростовской АЭС по просьбе Совета народных депутатов Ростовской и Волгоградской областей было принято решение Совета Министров СССР и РСФСР о приостановлении с 01.09.90 г. строительства Ростовской АЭС (протокол совещания у Председателя Совета Министров РСФСР И. С. Силаева и заместителя Председателя Совета Министров СССР Л. Д. Рябева от 29.08.90).

Этим же решением Минатомэнергопрому СССР было предписано обеспечить полную сохранность построенных зданий и сооружений и смонтированного в них оборудования, а Госкомприроды СССР обеспечить проведение экологической экспертизы проекта.

Приказом Минприроды России от 31.03.95 г. № 131 была образована экспертная комиссия государственной экологической экспертизы по проекту Ростовской АЭС, согласно заключению которой от 14.07.95 г. проект строительства АЭС был одобрен при условии реализации замечаний и предложений экспертной комиссии и ограничения мощности АЭС двумя энергоблоками.

В соответствии с поручением Правительства Российской Федерации от 12.08.98 г. № БН-П7-23423 Нижегородским институтом "Атомэнергопроект" с привлечением многочисленных научно-исследовательских организаций, в том числе из Ростовской области, выполнена доработка проекта. Минатомом России представлен на государственную экологическую экспертизу в Госкомэкологии России доработанный проект Ростовской АЭС с учетом замечаний и предложений "Сводного заключения экспертной комиссии государственной экологической экспертизы Минприроды России по проекту Ростовской АЭС" от 14.07.95 г. и "Решения Совета государственной экологической экспертизы Минприроды России по результатам государственной экологической экспертизы проекта Ростовской АЭС" от 03.10.95 №22.

7 февраля 2000 года экспертная комиссия Государственной экологиче-ской экспертизы дала заключение о соответствии проекта Ростовской АЭС требованиям природоохранного законодательства РФ.

10 мая 2000 года Госатомнадзор России выдал лицензию на продолжение сооружения энергоблока № 1 Ростовской АЭС с реактором ВВЭР-1000.

В сентябре 2000 года проведены испытания гермооболочки реакторного отделения, Госатомнадзором были подписан акт об успешном их завершении.

В октябре 2000 года успешно проведена "холодная" и "горячая" обкатка оборудования энергоблока.

19 января 2001 года Госатомнадзором России выдал лицензию на эксплуатацию энергоблока №1 Ро АЭС.