Главная страница «Первого сентября»Главная страница журнала «География»Содержание №10/2005

Справочные материалы


Электроэнергетика России

Часть третья.
Атомная энергетика

Четыре энергетических блока Балаковской АЭС
Четыре энергетических блока
Балаковской АЭС

Российская атомная энергетика возникла 27 июня 1957 г., когда была пущена Обнинская атомная электростанция (АЭС), первая в стране и в мире, мощностью всего лишь 5 МВт (закрыта в апреле 2002 г.).

На атомных электростанциях используется в высшей степени концентрированное и транспортабельное топливо — урановые тепловыделяющие элементы. При расходе 1 кг урана выделяется теплота, эквивалентная сжиганию 2,5 тыс. т угля лучших марок. Эта характерная особенность исключает зависимость АЭС от топливного фактора и обеспечивает наибольшую маневренность размещения. Атомные электростанции ориентированы на потребителей, расположенных в районах с напряженным топливно-энергетическим балансом или там, где выявленные ресурсы минерального топлива и гидроэнергии ограничены.

В России в настоящее время эксплуатируются ядерные реакторы четырех типов. Наиболее распространены реакторы ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Тепловая схема каждого энергоблока, оснащенного этими реакторами, двухконтурная. Первый контур — радиоактивный. Теплоносителем и одновременно замедлителем нейтронов здесь служит обыкновенная вода с содержанием бора. Вода первого контура прокачивается главными циркуляционными насосами через активную зону реактора и нагревается. Давление воды в корпусе реактора очень большое — свыше 150 атмосфер, поэтому она не кипит. Температура воды на входе в реактор равна 289 °С, а на выходе из реактора 320 °С. Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд из высокопрочной теплоустойчивой хромо-молибденовой стали с нержавеющей наплавкой. Внутри реактора идет управляемая цепная реакция. Активная зона, где она происходит, собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток в оболочке из циркониевого сплава. Вода первого контура поступает в реактор через нижние патрубки, проходит снизу вверх через активную зону, нагревается за счет тепла ядерной реакции и, охлаждая тепловыделяющие элементы, выходит из реактора через верхний ряд патрубков. Реактор установлен в бетонной шахте, обеспечивающей надежное крепление реактора и его защиту.

Второй контур — нерадиоактивный. Он состоит из испарительной и водопитательной установок и турбоагрегата электрической мощностью от 440 до 1000 МВт с системой регенерации воды. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах и отдает тепло воде второго контура. Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, под давлением в 6 атмосфер подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор. В России действуют 15 энергоблоков с реакторами ВВЭР, последним из них в декабре 2004 г. был пущен третий энергоблок Калининской АЭС.

Менее популярны реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный), они самые мощные, но и наиболее уязвимые с точки зрения безопасности. Для замедления цепной реакции в реакторах РБМК применяются графитовые стержни, время от времени опускающиеся в активную зону. Работы над данным типом реакторов были начаты в 1963 г., первый такой энергоблок пущен в 1973 г. на Ленинградской АЭС. Авария на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС, произошедшая 26 апреля 1986 г., заставила пересмотреть требования к безопасности реакторов РБМК. Сегодня на АЭС России действует 11 энергоблоков такого типа. Реакторами особого типа оборудованы Белоярская АЭС и Билибинская АТЭЦ (атомная теплоэлектроцентраль, поставляющая городу Билибино не только электроэнергию, но и тепло). В реакторах Белоярской АЭС типа БН (на быстрых нейтронах) происходит ядерный перегрев турбинного пара. Этот тип реактора наиболее экономичен, так как допускает регенерацию и вторичное использование ядерного топлива. На маломощных реакторах АТЭЦ реализована схема естественной циркуляции первичного теплоносителя (воды) через каналы реактора.

Конструкция любого реактора предусматривает надежную систему обеспечения безопасности: автоматическую остановку при нарушениях в работе основного оборудования; построение систем безопасности на трех уровнях, каждый из которых функционирует автономно, независимо от двух других; наличие герметичной оболочки, в которой расположено всё реакторное оборудование. Реакторная установка имеет способность к саморегуляции: при повышении температуры активной зоны автоматически снижается интенсивность цепной реакции.

В России действуют 10 АЭС, расположенных в 10 субъектах федерации, 8 из которых (включая Чукотский а. о.) — пограничные. Большинство АЭС размещены в городах, возникших при строительстве самих этих электростанций (исключения — Балаково и Волгодонск). Для АЭС необходимы источники воды (требуется для циркуляции в генерирующих турбинах; в реакторах ВВЭР — в качестве замедлителя реакций), поэтому электростанции расположены при природных (морские заливы, реки) или искусственных (водохранилища) водотоках и водоемах.

Обладая многими достоинствами (дешевизна энергии, сравнительно небольшие затраты на строительство, универсальность размещения), АЭС таят в себе большой разрушительный потенциал: крупная авария на АЭС способна вывести из хозяйственного использования тысячи квадратных километров территории, нанести непоправимый вред здоровью миллионов людей. В то же время — при правильной эксплуатации и рациональном решении проблемы утилизации отработанного ядерного топлива — АЭС наносят существенно меньший вред окружающей среде, нежели ТЭС и даже ГЭС. По сравнению с тепловыми электростанциями АЭС требуют в тысячи раз меньше воздуха для разбавления выбросов до приемлемых концентраций, не выделяют серу, свинец и другие вредные вещества. Работа АЭС не приводит к усилению парникового эффекта — следствия массового использования органического топлива (угля, нефти, газа).

После периода застоя в развитии атомной энергетики, связанного сначала с чернобыльской катастрофой и мощной протестной волной общественных экологических движений, а затем с распадом Советского Союза и нехваткой средств, отрасль постепенно возрождается и начинает приобретать перспективы. В ближайшие годы планируется ввод в эксплуатацию новых энергоблоков на Курской, Балаковской, Волгодонской и Белоярской АЭС. Реанимированы проекты строительства Татарской, Башкирской и Южно-Уральской АЭС. На базе Сибирского химического комбината в закрытом городе Северск Томской обл., уже имеющем ядерные реакторы, в 2012 г. предполагается начать строительство Сибирской АЭС с двумя реакторами ВВЭР-1000. Сроки эксплуатации самых старых из действующих энергоблоков, истекающие в 2000-х годах, после обследования их специалистами были продлены еще на 15 лет (до 2016—2017 гг. для третьего и четвертого энергоблоков Нововоронежской АЭС, до 2019—2020 гг. для блоков Билибинской АТЭЦ и др.). В результате установленная мощность АЭС России в ближайшее время будет увеличиваться (до 31 тыс. МВт в 2012 г.).

Атомные электростанции России

  Название Разме-
щение
Число энер-
го-
бло-
ков
Тип реакто-
ров*
Уста-
нов- ленная мощ-
ность, МВт
Выра-
ботка электро-
энергии, млн кВт·ч (2003)
Год ввода в экс-
плу-
ата-
цию
Энерго-
система
1 Балаковская АЭС г. Балаково, Саратовская обл. 4 ВВЭР-1000 3 800 28 770 1986 ОЭС
Средней Волги
2–3 Ленинградская АЭС г. Сосновый Бор, Ленинградская обл. 4 РБМK-1000 3 700 25 428 1974 ОЭС Северо-Запада
2–3 Kурская АЭС г. Kурчатов, Kурская обл. 4 РБМK-1000 3 700 23 290 1977 ОЭС Центра
4 Смоленская АЭС г. Десногорск, Смоленская обл. 3 РБМK-1000 2 775 21 935 1983 ОЭС Центра
5 Kалининская АЭС г. Удомля, Тверская обл. 3 ВВЭР-1000 1 900 15 172 1985 ОЭС Центра
6 Нововоронежская АЭС г. Нововоронеж, Воронежская обл. 3 ВВЭР-440
(2 шт.), ВВЭР-1000
(1 шт.)
1 720 12 666 1964 ОЭС Центра
7 Kольская АЭС г. Полярные Зори, Мурманская обл. 4 ВВЭР-440 1 644 9 919 1973 ОЭС Северо-Запада
8 Волгодонская АЭС г. Волгодонск, Ростовская обл. 1 ВВЭР-1000 950 7 299 2001 ОЭС Северного Kавказа
9 Белоярская АЭС г. Заречный, Свердловская обл. 1 БН-600 560 3 681 1964 ОЭС Урала
10 Билибинская АТЭЦ г. Билибино, Чукотский а. о. 4 ЭГП-6 44 158 1974 Не входит в энерго-
системы

* ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор (здесь и далее цифра означает установленную мощность каждого реактора);
РБМК — реактор большой мощности канальный;
БН — реактор на быстрых нейтронах;
ЭГП — графитовый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя.

Атомные электростанции России