Виды аэс и требования к ней

Типы АЭС и их технологические схемы

Атомные электрические станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части.
Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя — водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и канальные.
С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).


Рис.1. Тепловая схема АЭС:
а — одноконтурная; б — двухконтурная; в — трехконтурная; 1 — реактор; 2 — турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный насос; б — система регенеративного подогрева питательной воды; 7 — питательный насос; 8 — парогенератор; 9 — циркуляционный насос контура реактора; 10 — циркуляционный насос промежуточного контура

В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела — вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор — главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности — это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.
По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехкотурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600.В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350 — 1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600. Основные характеристики реакторов приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные характеристики реакторов АЭС

Канальные водо-графи- товые

На быстрых нейтронах

Тепловая мощность реактора, МВт

Электрическая мощность, МВт

Давление в корпусе реактора, МПа

Давление в барабанах-сепараторах или в парогенераторах, МПа

Расход воды, циркулирующей в реакторе, м3/ч

Загрузка урана, т

Кампания реактора, ч

Размер активной зоны, м: диаметр высота

Топливные кассеты: число кассет число твэлов в кассете

Атомные электростанции, где установлены реакторы: ВВЭР-440 — Ровенская и др.; ВВЭР-1000 — Запорожская, Балаковская, Нововоронежская, Калининская, Южно-Украинская и др.; РБМК-1000 — Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская и др.; РБМК-1500 — Игналинская; БН-350 — Шевченковская; БН-600 — Белоярская.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) — реактор корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель — вода под давлением. Рабочее тело на АЭС с реакторами ВВЭР — водяной пар.
Реактор большой мощности кипящий (РБМК) — это канальный реактор, замедлителем в котором служит графит, а теплоносителем — вода и пароводяная смесь.
У реакторов на быстрых нейтронах теплоносителем первого и второго контуров является натрий, тем самым исключается возможность контакта радиоактивного металла с водой. На рис. 2 приведена принципиальная технологическая схема АЭС с ВВЭР. Тепловая энергия из активной зоны реактора 5 в парогенератор 1 переносится водой, циркулирующей под давлением, созданным ГЦН 2. Реактор ВВЭР-1 000 имеет четыре главных циркуляционных контура (на рис. 2 условно показан один контур) и столько же ГЦН.

Рис. 2. Упрощенная технологическая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором:
1 — парогенератор; 2 — главный циркуляционный насос (ГЦН); 3 — компенсатор объема; 4 — гидроаккумулятор системы аварийного охлаждения; 5 — реактор; 6 — установка спецводоочистки; 7 — насос нормальней подпитки и борного регулирования; 8 — теплообменник и насос охлаждения бассейна выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов); 9 — баки аварийного запаса борного раствора системы САОЗ нормальной и повышенной концентрации; 10 — теплообменник расхолаживания реактора; 11 — спринклерные насосы; 12 — насосы аварийного расхолаживания низкого и высокого давления; 13, 15 — аварийный и рабочий насосы подкачки борного концентрата; 14 — бак борного концентрата; 16 — паровая турбина; 17 — сепаратор-пароперегреватель; 18 — быстродействующие редукционные установки (БРУ) сброса пара; 19 — генератор; 20 — маслоохладитель; 21, 22 — газоохладитель и его насос; 23 — насос технической воды; 24 — циркуляционный насос турбины; 25 — конденсатор; 26, 28 — конденсатные насосы первой и второй ступеней; 27- конденсатоочистка; 29 — подогреватель низкого давления; 30 — питательный турбонасос; 31 — пескорезервный питательный электронасос; 32 — насос расхолаживания; 33 — деаэратор; 34 — подогреватель высокого давления; 35 — бак запаса питательной воды; 36 — аварийный питательный насос; 37 — насосы слива теплоносителя I контура

Для поддержания определенного давления пара над уровнем воды в реакторном контуре установлен паровой компенсатор объема 3 с электронагревом, который обеспечивает испарение воды в компенсаторе объема.
Безопасность АЭС обеспечивают системы нормальной эксплуатации, локализующие системы и система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Локализующая система и САОЗ должны обеспечить нераспространение радиоактивности вне герметичных помещений АЭС при всех нормальных и аварийных режимах. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами. Одна из таких систем состоит из баков аварийного запаса борного раствора 9, теплообменника расхолаживания 10, спринклерного насоса 11, насосов аварийного расхолаживания низкого и высокого давления 12. В случае разгерметизации реакторного контура и небольшой течи включаются насосы 12, подающие борированный раствор в контур. При максимальной проектной аварии (МПА) — разрыве главного циркуляцонного контура и падении давления в реакторе в объем над активной зоной и под нее подается вода из гидроаккумулирующих емкостей 4. Это должно предотвратить закипание воды в реакторе. Одновременно борированная вода подается в спринклерные установки и в реакторный контур. В струях воды спринклерной установки пар конденсируется и предотвращается повышение давления в герметичной оболочке. Стекающая в приямки вода охлаждается в теплообменниках 10 и вторично закачивается в контур и в спринклерные установки до полного охлаждения реактора.
Подпитка первого контура при нормальном режиме осуществляется насосами 7 из деаэратора первого контура. При малых расходах борсодержащая вода подается насосами 13 и 15.
Для охлаждения воды в бассейне перегрузки и выдержки тепловыделяющих элементов (твэлов) имеется теплообменник и насос 8. Насосы 37 необходимы для обеспечения циркуляции охлаждающей жидкости через теплообменник и спецводоочистку.
При помощи системы управления и защиты реактора (СУЗ) осуществляется пуск и останов реактора, вывод и автоматическое поддержание мощности и выравнивание полей энерговыделения по объему активной зоны. Управление и защита реактора осуществляются перемещением в активной зоне реактора поглотителей нейтронов при помощи органов управления.
Технологическая схема второго нерадиоактивного контура АЭС во многом аналогична схеме КЭС.
Конструктивно реакторное отделение с реактором ВВЭР-1000 состоит из герметичной части — оболочки и негерметичной — обстройки. В герметичной части расположено основное оборудование: реактор, парогенератор, ГЦН, компенсатор объема, главные циркуляционные трубопроводы, емкости САОЗ и др. Для обеспечения необходимой степени безопасности оборудование и коммуникации с радиоактивным теплоносителем высокого давления, который при разуплотнении контура дает выход радиоактивных осколков деления наружу, заключены в герметичную оболочку. Оболочка задерживает радиоактивные продукты аварии внутри помещения без ухудшения сверхдопустимого предела радиационной обстановки снаружи оболочки реактора.
В основу компоновки энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 положен принцип модульной компоновки, т.е. в каждом энергоблоке предусмотрены все системы, обеспечивающие радиационную и ядерную безопасность энергоблока, а также аварийный останов, расхолаживание, отвод остаточных тепловыделений и комплекс послеаварийных мероприятий, независимо от режима работы остальных энергоблоков. Общестанционные системы, необходимые для обеспечения работы энергоблоков в режимах нормальной эксплуатации, выделены в отдельные сооружения АЭС.
Герметичная часть имеет цилиндрическую форму и состоит из двух объемов — верхнего и нижнего, которые соединены по воздуху. Верхняя часть перекрыта сферическим куполом. В верхней части оболочки установлено оборудование реакторной установки, системы очистки теплоносителя первого контура, транспортно-технологическое оборудование и вентиляционные системы.
Нижняя цилиндрическая часть оболочки соосна с верхним цилиндром и опирается на фундаментную плиту реакторного отделения. В этой части смонтированы вентиляционные камеры трубопроводов системы аварийного расхолаживания реактора, системы охлаждения шахты реактора и др.
Негерметичная часть реакторного отделения в плане имеет форму квадрата, который охватывает окружность оболочки. В помещениях смонтированы блочные технологические системы, которые по выполняемому функциональному назначению технологических процессов должны располагаться в зоне строгого режима. Реакторное отделение является зоной строгого режима. В помещениях реакторного отделения возможно воздействие на персонал внешнего 0-„ и-, 7-излучений, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных конструкций и оборудования радионуклидами или радиоактивными веществами.
На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 к помещениям зоны свободного режима относятся: машинный зал, где установлена турбина К-1030- 60/1500 или К-1000-60/1500 и турбогенератор ТВВ-1000-4УЗ, приточный 42 вентиляционный центр, блочные щиты управления и другое оборудование, т.е. помещения, в которых персонал не занят непосредственно на работах с источниками ионизирующих излучений. В зоне свободного режима практически исключается воздействие на персонал ионизирующего излучения.
При оценке уровня радиации в помещениях АЭС основным фактором радиационного воздействия является поток ионизирующих излучений, проникающих за биологическую защиту, в основном поток 7-излучения. Во всех зонах АЭС системы вентиляции обеспечивают допустимые концентрации радиоактивных веществ во вдыхаемом воздухе.

Это интересно:  Штраф за стоянку на пешеходном тротуаре

Атомные электростанции – АЭС – часть 1

Атомные электростанции – АЭС – описание

Атомные электростанции – АЭС – это тепловые электростанции. На атомных электростанциях в виде источника используется энергия управляемых ядерных реакций. Единичная мощность энергоблоков АЭС достигает 1,5 ГВт.

Атомные электростанции – АЭС – виды топлива

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется U – уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе. При цепной реакции деления ядерного вещества выделяется значительное количество тепловой энергии, используемое для генерации электроэнергии.

Атомные электростанции – АЭС – принцип действия

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Скорость деления – цепная реакция, на АЭС регулируется замедлителями: тяжелой водой или графитом. Нейтроны содержат большое количество тепловой энергии. Через теплоноситель энергия поступает в парогенератор. Пар высокого давления направляется в турбогенераторы. Полученная электроэнергия идет на трансформаторы и далее на распределительные устройства. Часть электроэнергии направляется на обеспечение собственных потребностей атомной электростанции (АЭС). Циркуляцию теплоносителя на атомных электростанциях обеспечивают насосы: главный и конденсатный. Избытки тепла АЭС направляются на градирни.

Российские атомные электростанции – АЭС – типы ядерных реакторов:

  • РБМК – реактор большой мощности, канальный,
  • ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор,
  • БН – реактор на быстрых нейтронах.

Атомные электростанции – АЭС – экология

Атомные электростанции – АЭС не выбрасывают в атмосферу дымовых газов. На АЭС отсутствуют отходы в виде золы и шлаков. Проблемы на атомных электростанциях это избыточные количества тепла и хранение радиоактивных отходов. Что бы защитить людей и атмосферу от радиоактивных выбросов на атомных электростанциях принимают специальные меры:

  • улучшение надежности оборудования АЭС,
  • дублирование уязвимых систем,
  • высокие требования к квалификации персонала,
  • защита и охрана от внешних воздействий.

Атомные электростанции окружают санитарно — защитная зона.

Первая и единственная: чем уникальна Белоярская АЭС

Белоярская атомная электростанция расположена в Свердловской обл. близ г. Заречный, в 45 км к востоку от Екатеринбурга. Является первой и единственной АЭС в мире, где в промышленной эксплуатации находится реактор на быстрых нейтронах.

История создания

В 1954 г. для электроснабжения Свердловска (название Екатеринбурга в 1924-1991 г.) и его промышленных предприятий было принято решение построить мощную тепловую электростанцию (ГРЭС) к востоку от города, на берегу реки Пышмы. Подготовка к строительству началась в 1955 г. Однако уже в 1957 г. было решено строить не тепловую, а атомную электростанцию. Для работы станции река Пышма была перекрыта плотиной, в результате чего появилось Белоярское водохранилище.

В апреле 1964 г. и декабре 1967 г. были введены в эксплуатацию два первых энергоблока АЭС — с водографитовыми канальными реакторами АМБ-100 и АМБ-200 («Атом Мирный Большой») мощностью 100 и 200 МВт соответственно (выведены из эксплуатации в 1987 и 1989 гг.).

В 1970-х гг. было принято решение расширить Белоярскую АЭС за счет энергоблока с реактором БН-600 («Быстрый натриевый», мощность — 600 МВт), работающим на быстрых нейтронах (незамкнутого цикла). Он был построен и подключен к сети в ноябре 1981 г.

10 декабря 2015 г. на Белоярской АЭС был подключен к сети четвертый энергоблок, также с реактором на быстрых нейтронах — БН-800 мощностью 880 МВт. Он имеет замкнутый цикл и в настоящее время находится на этапе опытно-промышленной эксплуатации (17 августа 2016 г. выведен на 100% мощности).

Преимущества реакторов на быстрых нейтронах

Работа любого атомного реактора обеспечивается за счет самоподдерживающейся цепной реакции: деление ядер тяжелых элементов высвобождает большое число энергии и порождает элементарные частицы, нейтроны, которые при столкновении вызывают деление следующих ядер.

В качестве топлива в наиболее распространенных в мире тепловых атомных реакторах используется уран-235, ядра которого лучше всего делятся при взаимодействии с нейтронами, обладающими небольшой кинетической энергией и находящимися в тепловом равновесии со средой (так называемые тепловые нейтроны).

При этом распад ядра порождает также быстрые нейтроны (с энергией больше 1 мегаэлектронвольт, МэВ), которые, как правило, не могут вызывать деления ядра урана-235. Чтобы реакция не затухала, быстрые нейтроны замедляют, превращая в обычные тепловые нейтроны с помощью графитовых вставок или воды.

Между тем, реактор может работать без замедления быстрых нейтронов, если в качестве топлива в нем будет использоваться уран-238 (этот изотоп наиболее распространен в природе), и торий. Причем для реакторов на быстрых нейтронах доступен замкнутый, т. е. безотходный топливный цикл. Поскольку вода, используемая в качестве теплоносителя в обычных реакторах, является эффективным замедлителем, вместо нее в реакторах на быстрых нейтронах в роли теплоносителей выступают жидкие металлы (в БН-600 и БН-800 — натрий).

Таким образом, основное преимущество реактора на быстрых нейтронах — возможность работы на практически неисчерпаемых запасах урана-238 при минимальных отходах в случае замкнутого цикла.

Риски

У технологии есть и недостатки: — высокая стоимость и значительно большая техническая сложность из-за необходимости обеспечить безопасность установки: уран-238 должен быть высокообогащенным.

Вместе с тем, энергоблок с БН-800 на самых масштабных учениях на атомных электростанциях в России в этом году подтвердил уникальные свойства самозащищенности.

Особенность реактора в том, что при отклонении от нормального режима работы он останавливает ядерную реакцию сам, даже если не получит команду от человека или автоматики.

Белоярская АЭС сейчас

В настоящее время Белоярская АЭС является филиалом концерна «Росэнергоатом» — электроэнергетического отделения госкорпорации «Росатом».

Установленная мощность двух действующих энергоблоков — 1 тыс. 480 МВт.

Принцип работы атомной электростанции. Справка

Спасибо за подписку

Пожалуйста, проверьте свой e-mail для подтверждения подписки

Атомная электростанция (АЭС) – комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе.

Существует несколько типов ядерных реакторов. Наибольшее распространение получили тpи основных типа pеактоpов, различающихся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.

Сpеди них пеpвый и наиболее pаспpостpаненный тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор, в России – РБМК — реактор большой мощности, канальный), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (водо водяной энергетический реактор – ВВЭР).

Втоpой тип pеактоpа – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем).

Тpетий тип pеактоpа, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран.

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление – до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы – ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки – ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Это интересно:  Заявление о приёмке на работу

Схема станции – двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты – сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

АЭС в России до 2030 года

Перечитав собственную заметку на эту же тему, признаю – был слишком эмоционален. Просто новость была совершенно неожиданной лично для меня: я был абсолютно уверен, что планы Росатома не протиснутся сквозь сито требований по сокращению бюджетных расходов, действующее на уровне Правительства РФ.

И я чрезвычайно признателен Константину Пулину, который взял на себя труд свести в подробную «справку» все то, то намечено Росатомом и одобрено Правительством РФ. Еще приятнее – то, то Константин согласился начать сотрудничество с нашим сайтом. Надеюсь, что дебют вам понравится и, разумеется, на то, что сотрудничество будет продолжено. Ваши оценки этой статьи и комментарии к ней – весьма ожидаемы и командой сайта, и Константином. Так что – будьте добры.

(c) Шеф-редактор Geoenergetics.ru

Новые АЭС

Дмитрий Медведев 01.08. 2016 своим распоряжением Председателя Правительства РФ № 1634-р утвердил план строительства восьми новых АЭС. Согласно распоряжению, до 2030 года в России будут построены восемь крупных АЭС

  1. Кольская АЭС-2, 1 ВВЭР-600. Итого 675 МВт.
  2. Центральная АЭС, 2 ВВЭР-ТОИ, по 1255 МВт. Итого 2510 МВт.
  3. Смоленская АЭС-2, 2 ВВЭР-ТОИ, по 1255 МВт. Итого 2510 МВт.
  4. Нижегородская АЭС, 2 ВВЭР-ТОИ, по 1255 МВт. Итого 2510 МВт.
  5. Татарская АЭС, 1 ВВЭР-ТОИ, по 1255 МВт. Итого 1255 МВт.
  6. Белоярская АЭС, 1 БН-1200. Итого 1200 МВт.
  7. Южноуральская АЭС, 1 БН-1200. Итого 1200 МВт.
  8. Северская АЭС, 1 БРЕСТ-300. Итого 300 МВт.

Все 8 АЭС – это блоки новых типов АЭС, ранее не строившихся в России! И это – на фоне того, что новинки атомной энергетики в нашей стране – не новость, а нечто, становящееся потихоньку привычным. Буквально на днях, 5 августа, выдал в сеть первую электроэнергию новый самый мощный в России и не имеющий аналогов в мире ВВЭР-1200. В 2014 году был построен «быстрый» реактор с натриевым теплоносителем БН-800, 15 апреля 2016 были закончены его испытания на мощности в 85% от номинала (730 Мвт), осенью его выведут уже на 100% и тоже присоединят к единой энергетической системе страны.

Итого 6 новых типов АЭС менее чем за 20 лет: БН-800, ВВЭР-1200, ВВЭР-600, ВВЭР-1300-ТОИ, БРЕСТ-ОД-300, БН-1200! Если думаете, что это так просто разрабатывать и строить новые типы АЭС, то посмотрите, к примеру, на США. Там за 40 лет разработали всего один новый проект реактора – АР1000. Но разработка и строительство, как говорили в Одессе, две большие разницы: США строят АР1000 в Китае с 2008 года, регулярно увеличивая сметную стоимость, но пока так и не построили. Для сравнения: ВВЭР-1200 также начали строить в 2008 году, но уже подсоединили к ЕЭС России 5 августа 2016 года.

Прим. БA: ВВЭР-600 – не что-то старое, это тоже новинка: реактор постфукусимской технологии поколения III+ средней мощности. Потребность в атомных энергоблоках средней мощности существует в регионах со слабо развитой сетевой инфраструктурой, в удаленных районах, куда доставка топлива извне затруднена. Для выхода России на рынок строительства АЭС средней мощности за рубежом в РФ надо сначала построить соответствующий первый, так называемый референтный (эталонный), энергоблок. Кольский полуостров выбран для размещения нового энергоблока потому, что на его территории будут реализованы крупные инвестиционные проекты.

Мощность новых и строящихся АЭС

8 новых АЭС и 11 энергоблоков – это много или мало? Давайте посчитаем. Мощность 8 новых АЭС равна 675 + 2510 + 2510 + 2510 + 1255 + 1200 + 1200 + 300 = 12 160 МВт

Далее цитирую из википедии:

“На конец 1991 года в Российской Федерации функционировало 28 энергоблоков, общей номинальной мощностью 20 242 МВт.” С Обнинской и Сибирской АЭС, которые выдавали 6 и 500 МВт, и которые были закрыты в 2002 и 2008 гг, было 20 748 МВт.

“На конец 2015 года в России на 10 действующих АЭС эксплуатировалось 35 энергоблоков общей мощностью 27 206 МВт”.

“С 1991 года по 2015 год к сети было подключено 7 новых энергоблоков общей номинальной мощностью 6 964 МВт.”

Однако данные подсчёты не учитывают уже строящиеся АЭС в России и те, которые будут выводиться из эксплуатации.

Уже строящиеся АЭС:

  1. Балтийская АЭС, ВВЭР-1200. Итого 1200 МВт. Строительство приостановлено. Поэтому пока не учитываем.
  1. Ленинградская АЭС-2, 4 ВВЭР-1200 по 1170 МВт. Итого 4680 МВт.
  1. Нововоронежская АЭС, 2 ВВЭР-1200. Итого 2400 МВт. (Первый ВВЭР-1200 уже построен и дал электроэнергию для ЕЭС страны 5 августа, однако в статистике за 2015 год его ещё нет).
  1. Ростовская АЭС, ВВЭР-1000, 1100 МВт. Итого 1100 МВт.

Итого 4680 + 2400+ 1100 = 8 180 МВт. Из них 5,84 ГВт мощностей будут сданы с 2016 по 2020 гг. (1,2 ГВт уже сданы 5 августа).

  1. Курская АЭС-2, 4 блока ВВЭР-ТОИ по 1255 МВт. Итого 5 010 МВт. Данная АЭС находится на самых ранних этапах строительства. Поэтому она уже не попала в распоряжение Медведева, но ещё не попала в список строящихся АЭС в википедию 🙂 Блоки будут сдаваться в 2021, 2023, 2026 и 2029 гг.
  1. Плавучая АЭС «Ломоносов», которую ждет Певек – две реакторные установки ледокольного типа КЛТ-40С по 35 Мвт электрической мощности. Итого – 70 Мвт.
Это интересно:  Заявление о ввозе товаров и уплате косвенных налогов пример заполнения

8 новых АЭС также начнут сдаваться после 2020 года вплоть до 2030 года. (Т.к. АЭС менее 5 лет не строятся). Сравниваем: за 5 ближайших лет будет сдано 5,84 ГВт и 5 энергоблоков. А с 2021 года по 2030 год будет построено ещё как минимум 19,51 ГВт мощностей и 17 энергоблоков. Почему “как минимум”? Потому что вероятна постройка двух блоков ВВЭР-600 на Кольской АЭС-2, а не одного. Надеюсь, что будет достроена Балтийская АЭС из 1 или 2 блоков. Возможно, что будет построена Приморская АЭС. Ранее она включалась в планы развития ДВ. И ещё два блока ВВЭР-ТОИ Нововоронежской АЭС числятся “в проекте”. Есть проекты Тверской и Башкирской АЭС.

Росатом с 2014 сдавал и до 2020 года будет сдавать до 2020 по одному блоку АЭС в год в России. С 2021 по 2030 гг., с учётом распоряжения Медведева, будет построено минимум 17 блоков АЭС. Или 1,7 блоков в год. В то же время уже сейчас вне самой России Росатом сдаёт по 4 блока в год. Значит, Росатом вполне может строить больше АЭС в России, а не за рубежом, если понадобится. Как говорится, росла бы экономика и население, способные запросить побольше электроэнергии, Росатом к этому вполне готов. Как видим, планы вполне реалистичные с учётом текущих мощностей Росатома и роста мощностей в будущем.

Вывод: как по количеству блоков, так и по генерируемой мощности Медведев подписал абсолютно реалистичный, он же минимальный, план ввода АЭС. Приоритет отдаётся строительству и обкатке в России новых типов реакторов. Принцип референтности в атомной энергетике остается одним из – сначала покажи, как это работает и насколько это безопасно, на собственном примере. Будет реализован план, заявленный Постановлением 1634-р – будет и экспорт по всему миру обкатанных в России АЭС, как это было до сих пор.

Выводимые из эксплуатации АЭС с 2016 по 2030 гг

Однако АЭС не только строятся, но и закрываются по разным причинам – срок эксплуатации всегда конечен. Смотрим список выводимых из эксплуатации российских АЭС:

  1. Белоярская АЭС, 1 блок 600 МВт. По плану БН-600 будет закрыт в 2025 году. Срок эксплуатации с 1980 года составит 45 лет. Ему на смену придёт БН-1200 примерно в том же году. Итого «минус» 600 МВт.
  2. Билибинская АЭС. 4 реактора ЭГП-6 по 12 МВт. Итого «минус» 48 МВт. Вывод из эксплуатации с 2019 по 2021 гг Срок эксплуатации с 1974-1976 гг также составит 45 лет.
  3. Кольская АЭС. 4 реактора ВВЭР-440. Итого 1760 МВт. Вывод из эксплуатации в 2018, 2019, 2026, 2029 гг. Срок эксплуатации 44-45 лет. На смену пока что подписан только 1 блок Кольской АЭС-2 на 675 МВт, но предполагается, что когда-нибудь будет и второй блок ВВЭР-600.
  4. Курская АЭС. 4 блока РБМК по 1000 МВт. Итого минус 4 000 МВт. Однако “По мере исчерпания ресурса энергоблоков Курской АЭС их мощность будет замещена блоками Курской АЭС-2.
  5. Ленинградская АЭС. 4 реактора РБМК по 1000 МВт. На смену первым двум реакторам уже строятся два реактора ВВЭР-1200. Остальные два блока заменят ещё двумя блоками ВВЭР-1200 на ЛАЭС-2. Итого «минус» 4000 МВт. Срок эксплуатации 44-45 лет. Однако уже сейчас предельная безопасная мощность 1 блока не 1 000 МВт, а 800 МВт. (ссылка ниже по тексту). Таким образом, если считать по-честному, то на конец 2015 года мощности АЭС России составляли не 27 206 МВт, а 27 006 МВт. И выводиться будет 3 800 МВт, а не 4 000 МВт.
  6. Нововоронежская АЭС. 2 блока ВВЭР-440 по 417 МВт. Итого «минус» 834 МВт. Закрытие в 2016-2017 гг. Срок эксплуатации – 44 года.
  7. Смоленская АЭС. До 2030 года будет выведено из эксплуатации 2 блока из 3. Им на смену придут 2 блока Смоленской АЭС-2 ВВЭР-ТОИ. Вероятный срок эксплуатации – 45 лет. Итого «минус» 2000 МВт.

Итого: будет закрыт 21 энергоблок. Считаем выводимую из эксплуатации мощность: 600 + 48 + 1760 + 4000 + 3800 + 834 + 2000 = 13 042 МВт.

Теперь можно подбить окончательные цифры: За период с 2016 по 2030 гг. будет построено 22 энергоблока и 25,36 ГВт мощностей. За тот же период будет закрыт 21 энергоблок мощностью 13,042 ГВт. Для наглядности представляю цифры в виде таблицы:

27,006 ГВт на конец 2015 года. Плюс 5,84 ГВт до 2020 года. Плюс 19,52 ГВт до 2030 года. Минус 13 042 ГВт до 2030 года. Итого Россия будет иметь 39,324 ГВт установленной мощности к 2030 году на 36 энергоблоках на 14 АЭС. Это минимум 45,6%-ный рост генерации АЭС в России.

Добавляю график для наглядности:

На графике видно, что к 2030 году большинство мощностей АЭС будут те, которые построены после 1991 года. Если точно, то из реакторов общей мощностью 32,324 ГВт только 7 ГВт останутся от тех реакторов, которые построены до 1991 года. Минимум 45,6% рост не только потому, что энергоблоков, скорее всего, будет построено больше. Но и потому, что КИУМ АЭС в России растёт:

Выводы

  1. Из эксплуатации до 2025 года будут выведены старые типы АЭС: ЭГП-6, БН-600, ВВЭР-440. Срок эксплуатации составит 44-45 лет.
  1. РБМК-1000 будут выведены из эксплуатации в основном до 2030. В России было построено 11 блоков РБМК-1000 на трёх АЭС. На данный момент все они работают. До 2030 года будут закрыты 10 из 11 блоков РБМК-1000. Это все 4 блока Курской АЭС, 2 блока ЛАЭС и 2 Смоленской АЭС. Сколько прослужат РБМК-1000? Вряд ли срок службы составит менее 45 лет, но и 60 лет данные блоки тоже не прослужат, как новые ВВЭР. Вот коротко причины того, почему РБМК не прослужат так долго: “Первый заместитель главы концерна Владимир Асмолов в июне рассказывал в интервью порталу AtomInfo.Ru, что деградация графита должна была начаться через 40-45 лет эксплуатации. Первый энергоблок ЛАЭС, введенный в 1973 году, уже достиг этого возраста, но на нем проблемы с графитом начались раньше. Сейчас, как отмечал господин Асмолов, мощность блока уже снижена до 80% (то есть с 1 ГВт до 800 МВт), “чтобы дать возможность блоку проработать до появления замещающих мощностей” … “Физический запуск первого энергоблока ЛАЭС-2 намечен уже на май 2017-го года. Начнется первая выработка электроэнергии по сниженным показателям. В промышленную эксплуатацию блок будет запущен 1 января 2018 года Таким образом, замещающие мощности ЛАЭС-2 появятся в 2018 году. Тогда же, в 2018 году, прослужив 45 лет, работая уже на пониженной мощности, первый блок РБМК-1000 будет закрыт. Те же проблемы будут и у других блоков РБМК-1000.
  1. В полном составе до 2030 года останутся работать все ВВЭР-1000. Первый ВВЭР-1000/187 был построен в 1981 году на Нововоронежской АЭС и планируется к закрытию только в 2036 году. Ожидаемый срок службы – 55 лет. Для более новых ВВЭР-1000/320 срок будет продлён до 60 лет. Например, Балаковская АЭС: “физический пуск энергоблока №1 Балаковской АЭС состоялся 12 декабря 1985 года” “Срок действия новой лицензии – до 18 декабря 2045 года.” Это означает, что все блоки ВВЭР-1000, за исключением первого, будут служить, как минимум, до 2040 года.
  1. В 2016-2030 гг. России предстоит закрыть 13,042 ГВт мощностей АЭС. При том, что с 1991 по 2015 гг мощности уменьшились всего на 706 МВт. (6 – Обнинская АЭС, 500 – Сибирская, и на 200 МВТ – 1 блок ЛАЭС) С 2031 по 2040 гг. будет выведено всего 2 ГВт мощностей АЭС. Это РБМК-1000, самый последний, и один ВВЭР-1000, самый первый 🙂
  1. Однако Россия собирается с успехом пройти этот сложный период. Во-первых, Россия подошла к данному периоду с новыми разработанными типами АЭС – ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ. Разрабатываются БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. И даже новый “урезанный” ВВЭР-600 не стоит сбрасывать со счетов, т.к. данные АЭС средней мощности имеют хороший экспортный потенциалю С 2016 по 2030 гг. будет введено минимум 25,36 ГВт мощностей! Это почти столько же, сколько было построено за всё время в СССР/России и имелось в эксплуатации на конец 2015 года!
  1. “Выработка электроэнергии в России в 2015 году составила 1049,9 млрд. кВт-ч”. “ АЭС в 2015 году выработано 195,0 млрд. кВт-ч”. Можно ожидать, что 45,6%-ный рост мощностей АЭС даст

    50% рост генерации электроэнергии АЭС. Т.е. можно ожидать 300 млрд. квт-ч генерации АЭС к 2030 году в России. Это дешёвая энергия, которая даст России преимущество перед другими странами.

  1. С 2030 года у Росатома и России ожидается “Золотой Век”, связанный с массовым строительством прорывных АЭС ЗЯТЦ типа – БН и БРЕСТ. При этом закрытие старых АЭС никак не будет тянуть назад.

Комментарий автора

Вердикт распоряжению Медведева: это распоряжение – вложение в будущее России!