Атомная электростанция (АЭС)

Атомная электростанция (АЭС) - ядерная установка, использующая для производства электрической (и в некоторых случаях тепловой) энергии ядерный реактор (реакторы) и содержащая комплекс необходимых сооружений и оборудования.

Технология работы АЭС

• энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю 1^го контура;
• теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду 2^го контура;
• полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы;
• на выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения теплоносителя.
Давление в 1^м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды в различных реакторах в качестве теплоносителя и охладителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др.
Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферного), избавиться от компенсатора давления.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов:

• реакторы типа РБМК (Реактор большой мощности канального типа) использует 1 водяной контур,
• реакторы на быстрых нейтронах - 2 натриевых и 1 водяной контуры,
• перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в 1^м контуре и водой во 2^м.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью АЭС.

Режим холодной остановки энергоблока АЭС:

• полная остановка работы реактора с его отключением от сети;
• реактор не тратит ресурсов и не вырабатывает энергию;
• обычно используется в следующих случаях:
• для проведения ТО и ППР,
• при переизбытке энергии в энергосистеме,
• при загрузке новых топливных стержней (ТВС),
• в нештатных ситуациях, таких как военные конфликты, угроза безопасности и др.

Отличие режима холодный останов от горячего останова:

• горячий останов: реактор заглушён (цепная реакция прекращена), но топливо остаётся горячим. Требуется непрерывная работа систем охлаждения под давлением для отвода остаточного тепла. Температура теплоносителя может превышать 100 °C;
• холодный останов: температура активной зоны и теплоносителя снижена до безопасного уровня (ниже 93 °C), вода в контуре не закипает даже при атмосферном давлении. Охлаждение может осуществляться менее интенсивными методами.

Преимущества режима холодного останова:

• безопасный доступ персонала к оборудованию ядерного реактора;
• возможность проведения работ внутри корпуса реактора и на первом контуре;
• снижение нагрузки на системы охлаждения и энергопотребления АЭС;
• минимизация риска перегрева и расплавления активной зоны.

Электроснабжение собственных нужд АЭС включает:

• систему собственных нужд нормальной эксплуатации, которая обеспечивает электроснабжение технологических систем и механизмов, обеспечивающих выработку электроэнергии в нормальном режиме эксплуатации, включая пуск, останов и плановое расхолаживание реактора;
• систему аварийного электроснабжения, которая обеспечивает электроснабжения потребителей систем безопасности АЭС и систем, выполняющих контроль за работой систем безопасности во всех режимах работы станции, в тч. при потере рабочих и резервных источников питания от энергосистемы.

Атомные электростанции использует 31 страна , и список растет.
Подавляющее большинство АЭС находится в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще.

В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт.
Еще 41 реактор не производил электричества от 1,5 до 20 лет, причем 40 из них находятся в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики, на 2016 г. в отрасли наблюдался спад.
Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 г. (2660 ТВт*ч).
Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 г. до 10,7 % в 2015 г.
158 реакторов были окончательно остановлены.
Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет.
Кроме того, строительство 6 реакторов формально продолжается более 15 лет.
Энергетический кризис, начавшийся в 2021 г. резко изменил отношение к атомной отрасли промышленности:

• Бельгия отложила отказ от атомной энергетики на 10 лет;
• Франция тоже решила повременить с отказом от АЭС;
• Япония перезапускает энергоблоки АЭС.

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 - в Китае), либо в Восточной Европе.
²/₃ строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию.
КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, еще около 1,5 десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.
Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов.
Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет.
Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, он работает в течение 47 лет.
В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Получают распространение атомные станции малой мощности (АСММ).
В 2007 г. Россия приступила к строительству 1^й в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдаленных прибрежных районах страны.
Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) «Академик Ломоносов» с 2019 г. работает в самом северном городе России (Певек, Чукотка).

Термоядерная электростанция

Ученым очень хочется построить такую электростанцию. Это АЭС, которая будет вырабатывать электричество за счёт управляемого термоядерного синтеза. Это процесс слияния лёгких атомных ядер (изотопов водорода - дейтерия и трития, и др.) с выделением огромного количества энергии.

Атомы газовой смеси дейтерия и трития при температуре выше 100 млн градусов Цельсия ионизируются, образуя плазму - смесь положительно заряженных ядер и электронов. Энергичные ионы сближаются так, что между ними начинают действовать ядерные силы, заставляющие ядра сливаться. В результате реакции образуется гелий, выделяется нейтрон и большое количество энергии.

Как удержать раскалённую плазму от контакта со стенками реактора - это вопрос. Так появились токамаки - установки, в которых плазма удерживается магнитными полями в форме тора.

Есть и другие вопросы: пока что термоядерные реакторы потребляют больше энергии для запуска и работы, чем производят. Тритий трудно производить, но - нужно, он ведь имеет короткий период полураспада, его нужно пополнять. Еще нужно изобрести материалы, которые бы могли долго противодействовать потоку высокоэнергетических нейтронов и выделяющейся энергии. Есть и вопросы устойчивости плазмы при повышении давления.