АЕС принцип
Атомна електростанція (АЕС) – комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції.
Як поширене паливо для атомних електростанцій застосовується уран. Реакція поділу здійснюється в основному блоці атомної електростанції – ядерному реакторі.
Існує кілька типів ядерних реакторів. Найбільшого поширення набули три основних типи реакторів, що відрізняються, головним чином, паливом, теплоносієм, застосовуваним для підтримки потрібної температури активної зони, і сповільнювачем, що використовується для зниження швидкості нейтронів, що виділяються в процесі розпаду і необхідних для підтримки ланцюгової реакції.
Серед них перший і найбільш поширений тип - це реактор на збагаченому урані, в якому і теплоносієм, і сповільнювачем є звичайна або "легка" вода (легководний реактор). Існують два основні різновиди легководного реактора: реактор, в якому пара, що обертає турбіни, утворюється безпосередньо в активній зоні (киплячий реактор, в Україні - РБМК - реактор великої потужності, канальний), і реактор, в якому пара утворюється в зовнішньому, або другому, контурі, пов'язаному з першим контуром теплообмінниками та парогенераторами (водоводяний енергетичний реактор – ВВЕР).
Другий тип реактора - газоохолоджуваний реактор (з графітовим сповільнювачем).
Третій тип реактора - це реактор, в якому і теплоносієм, і сповільнювачем є важка вода, а паливом природний уран.
Існує також реактор на швидких нейтронах (БН).
Реактор змонтований у сталевому корпусі, розрахованому на високий тиск – до 1,6 х 107 Па або 160 атмосфер.
Основними частинами ВВЕР-1000 є:
1. Активна зона, де знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція поділу ядер та виділяється енергія.
2. Відбивач нейтронів, що оточує активну зону.
4. Система управління захисту (СУЗ).
5. Радіаційний захист.
Теплота в реакторі виділяється за рахунок ланцюгової реакції розподілу ядерного палива під дією теплових нейтронів. При цьому утворюються продукти розподілу ядер, серед яких є тверді речовини, і гази – ксенон, криптон. Продукти розподілу мають дуже високу радіоактивність, тому паливо (таблетки двоокису урану) поміщають у герметичні цирконієві трубки – ТВЕЛи (теплові виділення елементи). Ці трубки об'єднуються по кілька штук поряд в єдину тепловиділяючу збірку. Для керування та захисту ядерного реактора використовуються регулюючі стрижні, які можна переміщати по всій висоті активної зони. Стрижні виготовляються із речовин, що сильно поглинають нейтрони – наприклад, з бору чи кадмію. При глибокому введенні стрижнів ланцюгова реакція стає неможливою, оскільки нейтрони сильно поглинаються та виводяться із зони реакції. Переміщення стрижнів здійснюється дистанційно з пульта керування. При невеликому переміщенні стрижнів ланцюговий процес буде розвиватися або загасати. У такий спосіб регулюється потужність реактора.
Схема станції – двоконтурна. Перший, радіоактивний контур складається з одного реактора ВВЕР 1000 і чотирьох циркуляційних петель охолодження. Другий контур, нерадіоактивний, включає парогенераторну і водоживильну установки і один турбоагрегат потужністю 1030 МВт. Теплоносієм першого контуру є не кипляча вода високої чистоти під тиском 16 МПа з додаванням розчину борної кислоти – сильного поглинача нейтронів, що використовується для регулювання потужностіреактора.
Основні процеси, що відбуваються під час роботи АЕС:
1. Головними циркуляційними насосами вода прокачується через активну зону реактора, де вона нагрівається до температури 320 градусів за рахунок тепла, що виділяється при ядерній реакції.
2. Нагрітий теплоносій віддає свою теплоту воді другого контуру (робочому тілу), випаровуючи в парогенераторе.
3. Охолоджений теплоносій знову надходить у реактор.
4. Парогенератор видає насичену пару під тиском 6,4 МПа, яка подається до парової турбіни.
5. Турбіна приводить у рух ротор електрогенератора.
6. Відпрацьована пара конденсується в конденсаторі і знову подається до парогенератора конденсатним насосом. Для підтримки постійного тиску контуру встановлений паровий компенсатор обсягу.
7. Теплота конденсації пари відводиться з конденсатора циркуляційною водою, яка подається живильним насосом із ставка охолоджувача.
8. І перший, і другий контур реактора герметичні. Це забезпечує безпеку роботи реактора для персоналу та населення.
У разі неможливості використання великої кількості води для конденсації пари замість використання водосховища вода може охолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях).
Безпека та екологічність роботи реактора забезпечуються жорстким виконанням регламенту (правил експлуатації) та великою кількістю контрольного обладнання. Все воно призначене для продуманого та ефективного керування реактором.
Аварійний захист ядерного реактора – сукупність пристроїв, призначена для припинення ланцюгової ядерної реакції в активній зоні реактора.
Активний аварійний захист автоматично спрацьовує при досягненні одним із параметрів ядерногозначення реактора, яке може призвести до аварії. Як такі параметри можуть виступати: температура, тиск і витрата теплоносія, рівень та швидкість збільшення потужності.
Виконавчими елементами аварійного захисту є, як правило, стрижні з речовиною, що добре поглинає нейтрони (бором або кадмієм). Іноді для зупинки реактора рідкий поглинач впорскують контур теплоносія.
Додатково до активного захисту багато сучасних проектів включають також елементи пасивного захисту. Наприклад, сучасні варіанти реакторів ВВЕР включають "Систему аварійного охолодження активної зони" (САОЗ) - спеціальні баки з борною кислотою, що знаходяться над реактором. У разі максимальної проектної аварії (розриву першого контуру охолодження реактора), вміст цих баків самопливом виявляються всередині активної зони реактора, і ланцюгова ядерна реакція гаситься великою кількістю речовин, що містить бор, що добре поглинає нейтрони.
Згідно з "Правилами ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій", принаймні одна з передбачених систем зупинки реактора має виконувати функцію аварійного захисту (АЗ). Аварійний захист повинен мати щонайменше дві незалежні групи робочих органів. За сигналом АЗ робочі органи АЗ повинні приводитися з будь-яких робочих чи проміжних положень.
Апаратура АЗ повинна складатися щонайменше з двох незалежних комплектів.
Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у діапазоні зміни щільності нейтронного потоку від 7 до 120% номінального забезпечувався захист:
1. За щільністю нейтронного потоку – щонайменше трьома незалежними каналами;
2. За швидкістю наростання щільності нейтронного потоку – не менше ніж трьоманезалежними каналами.
Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у всьому діапазоні зміни технологічних параметрів, встановленому в проекті реакторної установки (РУ), забезпечувався аварійний захист не менше ніж трьома незалежними каналами за кожним технологічним параметром, яким необхідно здійснювати захист.
Керуючі команди кожного комплекту для виконавчих механізмів АЗ повинні передаватися мінімум двома каналами. При виведенні роботи одного каналу в одному з комплектів апаратури АЗ без виведення даного комплекту з роботи для цього каналу повинен автоматично формуватися аварійний сигнал.
Спрацювання аварійного захисту має відбуватися як мінімум у таких випадках:
1. При досягненні уставки АЗ за густиною нейтронного потоку.
2. При досягненні уставки АЗ за швидкістю наростання щільності нейтронного потоку.
3. При зникненні напруги у будь-якому не виведеному з роботи комплекті апаратури АЗ та шинах електроживлення СУЗ.
4. При відмові будь-яких двох із трьох каналів захисту за щільністю нейтронного потоку або за швидкістю наростання нейтронного потоку в будь-якому не виведеному з роботи комплекті апаратури АЗ.
5. У разі досягнення уставок АЗ технологічними параметрами, за якими необхідно здійснювати захист.
6. Під час ініціювання спрацьовування АЗ від ключа з блокового пункту управління (БПУ) або резервного пункту управління (РПУ).