Загальні положення. Атомні електростанції (АЕС) – це по суті теплові електростанції, що використовують теплову енергію ядерних реакцій.

Атомні електростанції (АЕС) – це по суті теплові електростанції, що використовують теплову енергію ядерних реакцій.

Україна входить до першої десятки країн світу з виробництва електроенергії на АЕС і є однією з провідних країн з видобутку та переробки уранових руд. В міру обставин, які склалися на даний момент головне базове навантаження в енергопроблемі несуть саме АЕС. Це зумовлено тим, що більшість ТЕС простоюють за причини відсутності палива. Кількість АЕС становила п’ять, але в результаті виведення з експлуатації 15 грудня 2000 року ЧАЕС їхня кількість скоротилася до чотирьох. В експлуатації на АЕС України є 15 енергоблоків із сумарною встановленою потужністю – 13880МВт (Найпотужніша електростанція в Україні - є Запорізька АЕС, на яку припадає близько 20% всього виробництва електроенергії України. Атомні електростанції України Запорізька АЕС → 6× 1000 = 6000 МВт Південноукраїнська АЕС → 3× 1000 = 3000 МВт Рівненська АЕС → 2× 440+2× 1000 = 2880 МВт Чорнобильська АЕС → 4× 1000 = 4000 МВт (зупинена) Хмельницька АЕС → 2× 1000 = 2000 МВт).

Атомні електростанції (АЕС) використовують транспортабельне паливо — уран, їх розташовують незалежно від паливно-енергетичного фактора та орієнтують на споживачів у районах з напруженим паливно-енергетичним балансом. Оскільки АЕС дуже водомісткі, їх споруджують біля водних джерел. Можливість використання палива, як джерела теплоти пов'язані з здійсненням ланцюгової реакції розподілу речовини і виділенням величезної кількості енергії. Самопідтримуюча і регульована ланцюгова реакція розподілу ядер урану забезпечується в ядерному реакторі АЕС. У найпершому наближенні процеси, що відбуваються в ядерному реакторі, можна описати як безупинний поділ ядер. При цьому маса цілого ядра до поділу більша за масу осколків, що вийшли. Різниця становить приблизно 0, 1% маси ядра, що розділилося. Зрозуміло, що до повного перетворення маси в енергію ще дуже далеко, але вже така зміна маси палива в реакторі дозволяє отримувати гігантську кількість енергії. При діленні 1г ізотопів урану або плутонію вивільняється 22500кВт-год, шо еквівалентно енергії, що міститься в 2800кг умовного палива (в реактор завантажується орієнтовно 66 тонн збагаченого урану).

Для ядерного пального використовують зазвичай ізотоп урану ²³³U, ²³⁵U та плутоній ²³⁹Pu. Ядерне паливо використовують зазвичай, у твердому вигляді. Його укладають в захисну оболонку - ТВЕЛи - головний конструктивний елемент активної зони ядерного реактора, в якому знаходиться ядерне паливо. Їх встановлюють у робочих каналах активної зони реактора. Для зручності перевантаження і транспортування твели реактора збирають у спеціальні тепловиділяючі збірки — ТВЗ. ТВЗ є шестигранної форми. Реактор має 163 штуки ТВЗ, які розташовані в середині активної зони з кроком 20-25 см. У ТВЕЛах відбувається ділення важких ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu або ²³³U, що супроводжується виділенням теплової енергії, яка потім передається теплоносію. Найпоширенішим теплоносієм є очищена вода.

При розподілі ядер урану чи плутонію утворюються швидкі нейтрони, які мають велику енергію. У природному чи слабозбагаченому урані, де вміст ²³⁵U невеликий, ланцюгова реакція на швидких нейтронах не розвивається. Тому швидкі нейтрони уповільнюються до теплових (повільних) нейтронів. Як уповільнювачі можуть використовують речовини, які містять елементи малої атомної маси, і мають низьку поглинаючу здатність стосовно нейтронів. Основними сповільнювачами є вода, важка вода (важка вода (D₂O) — вода, молекула якої складається з двох атомів дейтерію та атома оксигену, має у 3 рази більшу густину в порівнянні із звичайною), графіт.

При роботі реактора концентрація ізотопів, що діляться в ядерному паливі поступово зменшується, і паливо вигоряє. Тому з часом його замінюють на свіже. Ядерне паливо перезавантажують за допомогою спец. механізмів і пристосувань з дистанційним керуванням. Відпрацьоване паливо переносять в басейн витримки, а потім відправляють на переробку.

До реактора і обслуговуючих його систем відносяться: реактор з біологічним захистом (бетон, вода, пісок); теплообмінники; насоси або газодувні установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи і арматура циркуляції контура; пристрої для перезавантаження ядерного палива; системи спец. вентиляції та аварійного розхолоджування і т.д.

Устаткування реакторного контура встановлюють у герметичних боксах, які відокремлені від решти приміщень АЕС біологічним захистом і при роботі реактора не обслуговується (повністю загерметизоване).

Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, а також заходи, що запобігають виходу радіоактивних викидів і забруднень у приміщення АЕС і навколишнє середовище (використовуються спец. очисні фільтри). За виконанням правил радіаційної безпеки персоналу АЕС стежить служба дозиметричного контролю.

При аваріях в системі охолоджування реактора для виключення перегріву і порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачається швидке (декілька секунд) глушення ядерної реакції аварійною системою розхолодження, яка має автономні джерела живлення.

На сьогоднішній день одинична потужність ядерних енергоблоків досягла 1500МВт. Вважається, що одинична потужність енергоблоку АЕС обмежується не стільки технічними міркуваннями, скільки умовами безпеки при аваріях з реакторами. Діючі в даний час АЕС за технологічними вимогами працюють головним чином в базовій частині графіка навантаження енергосистеми з тривалістю використання встановленої потужності 6500... 7000 год/рік.

На атомних станціях використовують ядерні реактори таких основних типів:

- ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) - реактор на теплових нейтронах, корпусного типу із звичайною водою як сповільнювач (охолоджувач) і теплоносій (в США, Росії);

- графіто-водні з водяним теплоносієм і графітовим сповільнювачем (тип РВПК - реактор великої потужності, канальний) - реактор на теплових нейтронах, водо-графітовий (в США, Росії);

- важко-водяні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач (в Канаді);

- графіто-газові з газовим теплоносієм і графітовим сповільнювачем (в Англії);

- БН - реактор на швидких нейтронах з рідинно-металічним натрієвим теплоносієм (в Росії).

Найбільше освоєно реактори на теплових нейтронах. Такі реактори конструктивно простіші й більш керовані у порівнянні з реакторами на швидких нейтронах. Проте найперспективнішим напрямом є використання реакторів на швидких нейтронах з розширеним відтворенням ядерного пального – плутонію.

Для забезпечення необхідного рівня безпеки при експлуатації АЕС та створення умов для підвищення ефективності роботи АЕС в єдиній системі енергопостачання народного господарства і населення держави створено НАЕК “Енергоатом”.

На енергоблоках АЕС України встановлено реактори серії ВВЕГ – 1000 (водо-водяний енергетичний реактор – реактор на теплових нейтронах, корпусного типу) і на двох енергоблоках реактори серії ВВЕГ – 440 (Рівненська АЕС 1, 2 блоки). Проектний термін їх експлуатації 30 років. Станом на 2001 рік 13 енергоблоків були забезпечені паливом. Головна проблема паливо-забезпечення АЕС полягає в тому, що 100% паливних збірок доводиться імпортувати з Росії, тобто існує цілковита енергетична залежність в цьому питанні.

Атомні електростанції вигідно оснащувати енергоблоками великої потужності. Тоді за своїми техніко-економічними показниками вони не поступаються КЕС, а в ряді випадків і перевершують їх. На даний час розроблено реактори електричною потужністю 440 і 1000 МВт типу ВВЕР і 1000 і 1500 МВт типу РВПК. При цьому енергоблок формується таким чином: реактор поєднується з двома турбоагрегатами (реактор ВВЕР-440 і два турбоагрегати по 220МВт; реактор ВВЕР -1000 і два турбоагрегати по 500МВт; реактор РБМК-1500 і два турбоагрегату по 750МВт) або з турбоагрегатом однакової потужності (реактор 1000МВт і турбоагрегат 1000МВт одиничної потужності).

Найчастіше в генеральному плані АЕС з ВВЕР реакторами передбачається розміщення на одному майданчику декількох енергоблоків, що пов'язано з необхідністю утримувати на майданчику АЕС загальні для всіх блоків служби, обладнання та інфраструктуру. Кожен головний корпус є моноблоком і складається із реакторного відділення (РВ), машинного залу (МЗ), деаераторної етажерки (ДЕ) і етажерки електротехнічних пристроїв (ЕЕТП), яка примикає до машинного залу.

У головному корпусі АЕС розміщується наступне основне устаткування:

- реактор (типу ВВЕР-1000);

- турбінна установка (типу К-1000-60/1500, К-1000-60/3000 або їм подібні);

- генератор (типу ТВВ-1000).

Реактор складається з:

- корпусу з кришкою та ущільнювальними елементами;
- шахти внутрішньо-корпусної з вигородкою, в яких розміщуються тепловиділяючі збірки (ТВЗ) з тепловиділяючими елементами (твели);
- теплового екрану;
- блоку захисних труб (БЗТ);
- органів системи управління;
- теплового та біологічного захисту.

Корпус реактора є одним з найважливіших конструктивних елементів і повинен забезпечувати абсолютну надійність і повну герметичність як у звичайних умовах роботи, так і при можливих аварійних ситуаціях. Корпус повністю заповнюється водою під високим тиском (15, 7 МПа і більше).

Турбіна — лопатковий (лопатевий) двигун, що перетворює енергію робочого тіла (пари, рідини, газу) на енергію обертового вала, який приводить у рух трифазний синхронний турбогенератор.

Трифазні синхронні турбогенератори (ТВВ-1000) призначені для вироблення електроенергії при безпосередньому з'єднанні з паровими турбінами. Активна потужність — 1000МВт, напруга 24кВ, частота обертання ротора 1500 (3000) об/хв. Генератор являє собою трифазну неявнополюсную електричну машину, що складається з нерухомої частини (статора), яка включає в себе сердечник і обмотку і підключається до зовнішньої мережі, і рухомої частини (ротора), на якій розташована обмотка збудження, що живиться постійним струмом. Механічна енергія, що передається від валу турбіни на вал ротора генератора, перетворюється в електричну електромагнітним шляхом: в обмотці ротора під дією електричного струму створюється магнітний потік, який, перетинаючи обмотку статора, наводить у ній ЕРС. Генератор складається із статора, торцевих щитів, ротора, виводів з нульовими трансформаторами струму і гнучкими перемичками, газоохолоджувача, опорного підшипника ущільнення валу і фундаментних плит. Збудження генератора здійснюється від безщіткового збудника типу БВД-1500, що складається з синхронного генератора та обертового випрямляча. Роботу генератора забезпечують безліч допоміжних систем. До кожного турбогенератора через генераторні вимикачі підключається два підвищуючі трифазні трансформатори (потужністю по 630МВА кожен), які з'єднані паралельно і дозволяють видавати номінальну потужність блоку в мережу.

Технічне водопостачання на АЕС з ВВЕР-1000 застосовується оборотне, тобто технічна вода циркулює по замкнутому колу. В оборотних системах використовуються три типи охолоджувачів: ставки-охолоджувачі, бризкальні басейни (використовуються розбризкувальні сопла, які розбризкують гарячу воду у повітрі внаслідок чого вона швидше охолоджується; глибина такого басейну 1-1, 5м) і баштові градирні. У різних проектах використовуються комбінації з цих типів, так як автономних систем технічного водопостачання, як правило, три: система охолодження конденсаторів турбіни, система охолодження невідповідальних споживачів і система охолодження відповідальних споживачів (обладнання, в тому числі й аварійного, перерв у водопостачанні якого не допускається в будь-яких режимах роботи).