Электроэнергетика России

Часть третья.
Атомная энергетика

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

* 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