Атомната електроцентрала или накратко АЕЦ е комплекс от технически съоръжения, предназначени да генерират електрическа енергия чрез използване на енергията, освободена по време на контролирана ядрена реакция.

През втората половина на 40-те години, преди да приключи работата по създаването на първата атомна бомба, която беше тествана на 29 август 1949 г., съветските учени започнаха да разработват първите проекти за мирно използване на атомната енергия. Основният фокус на проектите беше електричеството.

През май 1950 г. близо до село Обнинское, Калужка област, започва строителството на първата атомна електроцентрала в света.

За първи път електричество е произведено с помощта на ядрен реактор на 20 декември 1951 г. в щата Айдахо в САЩ.

За да тествам неговата функционалност, генераторът беше свързан към четири лампи с нажежаема жичка, но не очаквах лампите да светят.

От този момент нататък човечеството започва да използва енергията на ядрен реактор за производство на електричество.

Първи атомни електроцентрали

Строителството на първата в света атомна електроцентрала с мощност 5 MW завършва през 1954 г. и на 27 юни 1954 г. тя е пусната и започва работа.

През 1958 г. е пуснат в експлоатация 1-ви етап на Сибирската атомна електроцентрала с мощност 100 MW.

Строителството на Белоярската промишлена атомна електроцентрала също започва през 1958 г. На 26 април 1964 г. генераторът на 1-ва степен доставя ток на потребителите.

През септември 1964 г. е пуснат 1-ви блок на Нововоронежката АЕЦ с мощност 210 MW. Вторият блок с мощност 350 MW е пуснат през декември 1969 г.

През 1973 г. е пусната Ленинградската атомна електроцентрала.

В други страни първата промишлена атомна електроцентрала е пусната в експлоатация през 1956 г. в Калдър Хол (Великобритания) с мощност 46 MW.

През 1957 г. в Шипингпорт (САЩ) влиза в експлоатация атомна електроцентрала с мощност 60 MW.

Световните лидери в производството на ядрена енергия са:

1. САЩ (788,6 милиарда kWh/година),
2. Франция (426,8 милиарда kWh/година),
3. Япония (273,8 милиарда kWh/година),
4. Германия (158,4 милиарда kWh/година),
5. Русия (154,7 милиарда kWh/година).

Класификация на АЕЦ

Атомните електроцентрали могат да бъдат класифицирани по няколко начина:

По тип реактор

• Термични неутронни реактори, които използват специални модератори за увеличаване на вероятността от абсорбция на неутрони от ядрата на горивните атоми
• Леководни реактори
• Реактори с тежка вода
• Бързи реактори
• Подкритични реактори, използващи външни източници на неутрони
• Термоядрени реактори

По вид на освободената енергия

1. Атомни електроцентрали (АЕЦ), предназначени да генерират само електроенергия
2. Атомни комбинирани топло- и електрически централи (CHP), генериращи както електричество, така и топлинна енергия

В атомните електроцентрали, разположени в Русия, има отоплителни инсталации, те са необходими за отопление на водата в мрежата.

Видове гориво, използвани в атомните електроцентрали

В атомните електроцентрали е възможно да се използват няколко вещества, благодарение на които е възможно да се генерира ядрено електричество; съвременните горива за атомни електроцентрали са уран, торий и плутоний.

Ториевото гориво не се използва в атомните електроцентрали днес поради редица причини.

Първо, по-трудно се превръща в горивни елементи, съкратено горивни елементи.

Горивните пръти са метални тръби, които се поставят вътре в ядрен реактор. Вътре

Горивните елементи съдържат радиоактивни вещества. Тези тръби са съоръжения за съхранение на ядрено гориво.

Второ, използването на ториево гориво изисква неговата сложна и скъпа обработка след използване в атомни електроцентрали.

Плутониевото гориво също не се използва в ядрената енергетика, поради факта, че това вещество има много сложен химичен състав, все още не е разработена система за пълно и безопасно използване.

Ураново гориво

Основното вещество, което произвежда енергия в атомните електроцентрали, е уранът. Днес уранът се добива по няколко начина:

• открит добив
• заключени в мини
• подземно излужване, с помощта на минни сондажи.

Подземното извличане, чрез сондиране в мини, се осъществява чрез поставяне на разтвор на сярна киселина в подземни кладенци, разтворът се насища с уран и се изпомпва обратно.

Най-големите запаси на уран в света се намират в Австралия, Казахстан, Русия и Канада.

Най-богатите находища са в Канада, Заир, Франция и Чехия. В тези страни от един тон руда се получават до 22 килограма уранова суровина.

В Русия от един тон руда се получава малко повече от един и половина килограма уран. Местата за добив на уран са нерадиоактивни.

В чистата си форма това вещество е малко опасно за хората; много по-голяма опасност представлява радиоактивният безцветен газ радон, който се образува по време на естествения разпад на урана.

Приготвяне на уран

Уранът не се използва под формата на руда в атомните електроцентрали, рудата не реагира. За да се използва уран в атомните електроцентрали, суровината се преработва на прах - уранов оксид, след което става ураново гориво.

Урановият прах се превръща в метални "таблетки" - пресова се в малки спретнати колби, които се изпичат през деня при температури над 1500 градуса по Целзий.

Именно тези уранови пелети влизат в ядрените реактори, където започват да взаимодействат помежду си и в крайна сметка осигуряват на хората електричество.

Около 10 милиона уранови топчета работят едновременно в един ядрен реактор.

Преди да се поставят уранови пелети в реактора, те се поставят в метални тръби от циркониеви сплави - горивни елементи; тръбите се свързват помежду си в снопове и образуват горивни касети - горивни касети.

Именно горивните касети се наричат ​​гориво за атомни електроцентрали.

Как се преработва горивото на атомната електроцентрала?

След една година използване на уран в ядрени реактори, той трябва да бъде заменен.

Горивните елементи се охлаждат в продължение на няколко години и се изпращат за нарязване и разтваряне.

В резултат на химическото извличане се отделят уран и плутоний, които се използват повторно и се използват за производство на свежо ядрено гориво.

Продуктите на разпадане на уран и плутоний се използват за производство на източници на йонизиращи лъчения, използват се в медицината и промишлеността.

Всичко, което остава след тези манипулации, се изпраща в пещта за нагряване, от тази маса се прави стъкло, такова стъкло се съхранява в специални складове.

От остатъците не се прави стъкло за масово използване, стъклото се използва за съхранение на радиоактивни вещества.

Трудно е да се извлекат от стъкло остатъците от радиоактивни елементи, които могат да навредят на околната среда. Наскоро се появи нов начин за изхвърляне на радиоактивни отпадъци.

Бързи ядрени реактори или реактори с бързи неутрони, които работят с остатъци от преработено ядрено гориво.

Според учените остатъците от ядрено гориво, които в момента се съхраняват в хранилища, са в състояние да осигурят гориво за реактори на бързи неутрони в продължение на 200 години.

В допълнение, новите бързи реактори могат да работят с ураново гориво, което е направено от уран 238; това вещество не се използва в конвенционалните атомни електроцентрали, т.к. За днешните атомни електроцентрали е по-лесно да обработват уран 235 и 233, от който в природата е останало малко.

По този начин новите реактори са възможност за използване на огромни находища на уран 238, които не са били използвани преди.

Принцип на работа на атомни електроцентрали

Принципът на работа на атомна електроцентрала, базирана на двуконтурен реактор с вода под налягане (VVER).

Енергията, освободена в активната зона на реактора, се прехвърля към първичния топлоносител.

На изхода на турбините парата постъпва в кондензатора, където се охлажда от голямо количество вода, идваща от резервоара.

Компенсаторът на налягането е доста сложна и тромава структура, която служи за изравняване на колебанията на налягането във веригата по време на работа на реактора, които възникват поради топлинно разширение на охлаждащата течност. Налягането в 1-ви контур може да достигне до 160 атмосфери (VVER-1000).

Освен вода, като охладител в различни реактори може да се използва и разтопен натрий или газ.

Използването на натрий позволява да се опрости конструкцията на корпуса на активната зона на реактора (за разлика от водната верига, налягането в натриевата верига не надвишава атмосферното налягане) и да се отърве от компенсатора на налягането, но създава свои собствени трудности свързани с повишената химична активност на този метал.

Общият брой вериги може да варира за различните реактори, диаграмата на фигурата е показана за реактори от типа VVER (водно-воден енергиен реактор).

Реакторите от типа RBMK (High Power Channel Type Reactor) използват една водна верига, а реакторите BN (Fast Neutron Reactor) използват две натриеви и една водна верига.

Ако не е възможно да се използва голямо количество вода за кондензация на пара, вместо да се използва резервоар, водата може да се охлажда в специални охладителни кули, които поради размера си обикновено са най-видимата част от атомната електроцентрала.

Структура на ядрен реактор

Ядреният реактор използва процес на ядрено делене, при който тежко ядро ​​се разпада на два по-малки фрагмента.

Тези фрагменти са в силно възбудено състояние и излъчват неутрони, други субатомни частици и фотони.

Неутроните могат да предизвикат ново делене, което води до излъчване на повече от тях и т.н.

Такава непрекъсната самоподдържаща се поредица от разцепвания се нарича верижна реакция.

При това се освобождава голямо количество енергия, чието производство е целта на използването на АЕЦ.

Принципът на работа на ядрения реактор и атомната електроцентрала е такъв, че около 85% от енергията на делене се освобождава за много кратък период от време след началото на реакцията.

Останалата част се получава от радиоактивния разпад на продуктите на делене, след като са излъчили неутрони.

Радиоактивният разпад е процес, при който атомът достига по-стабилно състояние. Продължава след приключване на разделянето.

Основни елементи на ядрен реактор

• Ядрено гориво: обогатен уран, изотопи на уран и плутоний. Най-често използваният е уран 235;
• Охлаждаща течност за отстраняване на енергията, генерирана по време на работа на реактора: вода, течен натрий и др.;
• Контролни пръти;
• Неутронен модератор;
• Радиационна защитна обвивка.

Принцип на работа на ядрен реактор

В активната зона на реактора има горивни елементи (горивни елементи) - ядрено гориво.

Те са събрани в касети, съдържащи няколко десетки горивни пръти. Охлаждащата течност протича през каналите през всяка касета.

Горивните пръти регулират мощността на реактора. Ядрена реакция е възможна само при определена (критична) маса на горивния прът.

Масата на всеки прът поотделно е под критичната. Реакцията започва, когато всички пръчки са в активната зона. Чрез поставяне и премахване на горивни пръти реакцията може да се контролира.

Така че, когато критичната маса бъде превишена, радиоактивните горивни елементи излъчват неутрони, които се сблъскват с атоми.

В резултат на това се образува нестабилен изотоп, който веднага се разпада, освобождавайки енергия под формата на гама лъчение и топлина.

Частиците, които се сблъскват, предават една на друга кинетична енергия и броят на разпадите нараства експоненциално.

Това е верижна реакция – принципът на действие на ядрения реактор. Без контрол се случва със светкавична скорост, което води до експлозия. Но в ядрен реактор процесът е под контрол.

Така в сърцевината се отделя топлинна енергия, която се предава на водата, измиваща тази зона (първи контур).

Тук температурата на водата е 250-300 градуса. След това водата предава топлина на втория кръг и след това на лопатките на турбината, които генерират енергия.

Преобразуването на ядрената енергия в електрическа може да бъде представено схематично:

• Вътрешна енергия на ураново ядро
• Кинетична енергия на фрагменти от разпаднали се ядра и освободени неутрони
• Вътрешна енергия на водата и парата
• Кинетична енергия на водата и парата
• Кинетична енергия на роторите на турбини и генератори
• Електрическа енергия

Активната зона на реактора се състои от стотици касети, обединени от метална обвивка. Тази обвивка играе и ролята на рефлектор на неутрони.

Между касетите са поставени управляващи пръти за регулиране на скоростта на реакция и пръти за аварийна защита на реактора.

Ядрена топлоснабдителна станция

Първите проекти на такива станции са разработени още през 70-те години на 20-ти век, но поради икономическите катаклизми, настъпили в края на 80-те години и сериозната обществена съпротива, нито един от тях не е напълно реализиран.

Изключение прави атомната електроцентрала Билибино с малък капацитет; тя доставя топлина и електричество на село Билибино в Арктика (10 хиляди жители) и местни минни предприятия, както и отбранителни реактори (те произвеждат плутоний):

• Сибирска атомна електроцентрала, доставяща топлина на Северск и Томск.
• Реакторът ADE-2 в Красноярския минно-химически комбинат, който от 1964 г. доставя топлинна и електрическа енергия на град Железногорск.

По време на кризата започна изграждането на няколко AST на базата на реактори, подобни на VVER-1000:

• Воронеж AST
• Горки AST
• Иваново AST (само планирано)

Строителството на тези AST е спряно през втората половина на 80-те или началото на 90-те години.

През 2006 г. концернът Rosenergoatom планира да построи плаваща атомна електроцентрала за Архангелск, Певек и други полярни градове на базата на реакторната инсталация KLT-40, използвана на атомни ледоразбивачи.

Има проект за изграждане на необслужвана атомна електроцентрала на базата на реактор Елена и мобилна (по железопътен транспорт) реакторна централа Ангстрем.

Недостатъци и предимства на атомните електроцентрали

Всеки инженерен проект има своите положителни и отрицателни страни.

Положителни аспекти на атомните електроцентрали:

• Без вредни емисии;
• Емисиите на радиоактивни вещества са няколко пъти по-малко от електроенергията от въглища. станции с подобна мощност (топлоелектрическите централи с въглищна пепел съдържат процент уран и торий, достатъчен за печелившата им екстракция);
• Малък обем използвано гориво и възможност за повторното му използване след преработка;
• Висока мощност: 1000-1600 MW на енергоблок;
• Ниска цена на енергия, особено топлинна енергия.

Отрицателни страни на атомните електроцентрали:

• Облъченото гориво е опасно и изисква сложни и скъпи мерки за преработка и съхранение;
• Работата с променлива мощност не е желателна за реактори с топлинни неутрони;
• Последствията от възможен инцидент са изключително тежки, въпреки че вероятността му е доста ниска;
• Големи капиталови инвестиции, както специфични, за 1 MW инсталирана мощност за блокове с мощност под 700-800 MW, така и общи, необходими за изграждането на станцията, нейната инфраструктура, както и в случай на евентуална ликвидация.

Научни разработки в областта на ядрената енергетика

Разбира се, има недостатъци и опасения, но ядрената енергия изглежда най-обещаваща.

Алтернативните методи за получаване на енергия, дължащи се на енергията на приливите, вятъра, слънцето, геотермалните източници и др., в момента нямат високо ниво на получена енергия и ниска концентрация.

Необходимите видове производство на енергия имат индивидуални рискове за околната среда и туризма, например производството на фотоволтаични клетки, което замърсява околната среда, опасността от вятърни паркове за птиците и промените в динамиката на вълните.

Учените разработват международни проекти за ядрени реактори от ново поколение, например GT-MGR, които ще подобрят безопасността и ефективността на атомните електроцентрали.

Русия започна строителството на първата в света плаваща атомна електроцентрала, която помага за решаването на проблема с недостига на енергия в отдалечените крайбрежни райони на страната.

САЩ и Япония разработват миниатомни електроцентрали с мощност около 10-20 MW за топлинно и електрическо захранване на отделни индустрии, жилищни комплекси, а в бъдеще и индивидуални къщи.

Намаляването на капацитета на завода предполага увеличаване на производствения мащаб. Реакторите с малки размери са създадени с помощта на безопасни технологии, които значително намаляват възможността за изтичане на ядрена енергия.

Производство на водород

Правителството на САЩ прие Инициативата за атомен водород. Съвместно с Южна Корея се работи за създаване на ново поколение ядрени реактори, способни да произвеждат големи количества водород.

INEEL (Националната инженерна екологична лаборатория на Айдахо) прогнозира, че един блок от атомна електроцентрала от следващо поколение ще произвежда водород, еквивалентен на 750 000 литра бензин дневно.

Финансират се изследвания за осъществимостта на производството на водород в съществуващи атомни електроцентрали.

Ядрена енергия

Още по-интересна, макар и относително далечна, перспектива е използването на енергията от ядрен синтез.

Термоядрените реактори, според изчисленията, ще консумират по-малко гориво на единица енергия и както самото гориво (деутерий, литий, хелий-3), така и продуктите от техния синтез са нерадиоактивни и следователно са безопасни за околната среда.

В момента с участието на Русия в южната част на Франция се извършва изграждането на международния експериментален термоядрен реактор ITER.

Какво е ефективност

Коефициентът на ефективност (COP) е характеристика на ефективността на система или устройство по отношение на преобразуването или предаването на енергия.

Определя се от отношението на полезно използваната енергия към общото количество енергия, получена от системата. Ефективността е безразмерна величина и често се измерва като процент.

Ефективност на атомната електроцентрала

Най-високата ефективност (92-95%) е предимството на водноелектрическите централи. Те генерират 14% от световната електроенергия.

Въпреки това, този тип станция е най-взискателната по отношение на строителната площадка и, както показва практиката, е много чувствителна към спазването на правилата за работа.

Примерът със събитията в Саяно-Шушенската ВЕЦ показа до какви трагични последици може да доведе пренебрегването на правилата за експлоатация в опит да се намалят експлоатационните разходи.

Атомните електроцентрали имат висока ефективност (80%). Делът им в световното производство на електроенергия е 22%.

Но атомните електроцентрали изискват повишено внимание към въпроса за безопасността, както на етапа на проектиране, по време на строителството, така и по време на експлоатация.

Най-малкото отклонение от строгите правила за безопасност на атомните електроцентрали е изпълнено с фатални последици за цялото човечество.

В допълнение към непосредствената опасност в случай на авария, използването на атомни електроцентрали е придружено от проблеми с безопасността, свързани с погребването или погребването на отработено ядрено гориво.

Ефективността на топлоелектрическите централи не надвишава 34%, те генерират до шестдесет процента от световната електроенергия.

В допълнение към електричеството, топлоелектрическите централи произвеждат топлинна енергия, която под формата на гореща пара или гореща вода може да бъде предадена на потребителите на разстояние от 20-25 километра. Такива станции се наричат ​​CHP (Heat Electric Central).

ТЕЦ-овете и централите за комбинирано производство на топло и електрическа енергия не са скъпи за изграждане, но ако не се вземат специални мерки, оказват неблагоприятно въздействие върху околната среда.

Неблагоприятното въздействие върху околната среда зависи от това какво гориво се използва в топлоблоковете.

Най-вредните продукти са изгарянето на въглища и тежки петролни продукти, природният газ е по-малко агресивен.

Топлоелектрическите централи са основните източници на електроенергия в Русия, САЩ и повечето европейски страни.

Има обаче изключения, например в Норвегия електричеството се произвежда главно от водноелектрически централи, а във Франция 70% от електроенергията се генерира от атомни електроцентрали.

Първата електроцентрала в света

Първата централна електроцентрала, Pearl Street, е пусната в експлоатация на 4 септември 1882 г. в Ню Йорк.

Станцията е построена с подкрепата на Edison Illuminating Company, ръководена от Томас Едисън.

На него са монтирани няколко генератора Edison с обща мощност над 500 kW.

Станцията доставя електричество на цял район на Ню Йорк с площ от около 2,5 квадратни километра.

Станцията изгоря до основи през 1890 г.; оцеля само едно динамо, което сега се намира в Музея на Грийнфийлд Вилидж, Мичиган.

На 30 септември 1882 г. започва работа първата водноелектрическа централа, улица Вулкан в Уисконсин. Автор на проекта е G.D. Роджърс, ръководител на Appleton Paper & Pulp Company.

На станцията е монтиран генератор с мощност около 12,5 kW. Имаше достатъчно електричество, за да захранва дома на Роджърс и двете му фабрики за хартия.

Електростанция Gloucester Road. Брайтън беше един от първите градове във Великобритания с непрекъснато електрозахранване.

През 1882 г. Робърт Хамънд основава Hammond Electric Light Company и на 27 февруари 1882 г. открива електростанцията Gloucester Road.

Станцията се състоеше от динамо с четка, което се използваше за задвижване на шестнадесет дъгови лампи.

През 1885 г. Gloucester Power Station е закупена от Brighton Electric Light Company. По-късно на тази територия е изградена нова станция, състояща се от три четки динама с 40 лампи.

Електроцентрала Зимен дворец

През 1886 г. в един от дворовете на Новия Ермитаж е построена електроцентрала.

Електроцентралата е най-голямата в цяла Европа не само по време на построяването, но и през следващите 15 години.

Преди това свещите са били използвани за осветяване на Зимния дворец, а през 1861 г. започват да се използват газови лампи. Тъй като електрическите лампи имаха по-голямо предимство, разработките започнаха да въвеждат електрическо осветление.

Преди сградата да бъде напълно преобразувана на електричество, лампите са били използвани за осветяване на залите на двореца по време на коледните и новогодишни празници през 1885 г.

На 9 ноември 1885 г. проектът за изграждане на „електрическа фабрика“ е одобрен от император Александър III. Проектът включва електрифициране на Зимния дворец, сградите на Ермитажа, вътрешния двор и околността в продължение на три години до 1888 г.

Имаше нужда да се елиминира възможността за вибрации на сградата от работата на парни двигатели; електроцентралата беше разположена в отделен павилион от стъкло и метал. Той е поставен във втория двор на Ермитажа, оттогава наречен "Електрически".

Как изглеждаше гарата

Сградата на гарата заема площ от 630 m² и се състои от машинно отделение с 6 котли, 4 парни машини и 2 локомотива и помещение с 36 електрически динамо. Общата мощност достига 445 к.с.

Първи бяха осветени част от предните помещения:

• Преддверие
• Зала Петровски
• Великата фелдмаршалска зала
• Гербовна зала
• Георгиевска зала

Предлагат се три режима на осветление:

• пълно (празнично) включване пет пъти в годината (4888 лампи с нажежаема жичка и 10 свещи Яблочков);
• работещи – 230 лампи с нажежаема жичка;
• дежурство (нощно) - 304 бр.
  Станцията консумира около 30 хиляди пуда (520 тона) въглища годишно.

Големи топлоелектрически централи, атомни електроцентрали и водноелектрически централи в Русия

Най-големите електроцентрали в Русия по федерален окръг:

Централна:

• Костромска държавна районна електроцентрала, която работи с мазут;
• станция Рязан, основното гориво за която са въглища;
• Конаковская, която може да работи на газ и мазут;

Урал:

• Сургутская 1 и Сургутская 2. Станции, които са едни от най-големите електроцентрали в Руската федерация. И двете работят на природен газ;
• Reftinskaya, работеща на въглища и една от най-големите електроцентрали в Урал;
• Троицкая, също на въглища;
• Ириклинская, основният източник на гориво за който е мазут;

Приволжски:

• Държавна електроцентрала Заинская, работеща на мазут;

Сибирски федерален окръг:

• ГРЦ Назарово, която консумира мазут;

Южен:

• Ставрополская, която може да работи и на комбинирано гориво под формата на газ и мазут;

Северозападен:

• Киришская с мазут.

Списък на руските електроцентрали, които генерират енергия с помощта на вода, разположени на територията на каскадата Ангара-Енисей:

Енисей:

• Саяно-Шушенская
• Красноярска водноелектрическа централа;

Ангара:

• Иркутск
• Братская
• Уст-Илимская.

Атомни електроцентрали в Русия

Балаковска АЕЦ

Намира се близо до град Балаково, Саратовска област, на левия бряг на Саратовския резервоар. Състои се от четири блока ВВЕР-1000, въведени в експлоатация през 1985, 1987, 1988 и 1993 г.

Белоярска АЕЦ

Разположена в град Заречный, Свердловска област, тя е втората промишлена атомна електроцентрала в страната (след сибирската).

В станцията са построени четири енергоблока: два с реактори на топлинни неутрони и два с реактори на бързи неутрони.

В момента действащите енергоблокове са 3-ти и 4-ти енергоблок с реактори БН-600 и БН-800 с електрическа мощност съответно 600 MW и 880 MW.

През април 1980 г. е пуснат в експлоатация БН-600 - първият в света промишлен енергоблок с реактор на бързи неутрони.

BN-800 беше въведен в търговска експлоатация през ноември 2016 г. Той е и най-големият енергоблок в света с реактор на бързи неутрони.

АЕЦ Билибино

Намира се близо до град Билибино, Чукотски автономен окръг. Състои се от четири блока EGP-6 с мощност 12 MW всеки, въведени в експлоатация през 1974 г. (два блока), 1975 и 1976 г.

Генерира електрическа и топлинна енергия.

Калининска АЕЦ

Намира се в северната част на Тверска област, на южния бряг на езерото Удомля и близо до едноименния град.

Състои се от четири енергоблока с реактори тип ВВЕР-1000 с електрическа мощност 1000 MW, които са въведени в експлоатация през 1984, 1986, 2004 и 2011 г.

На 4 юни 2006 г. беше подписано споразумение за изграждането на четвърти енергоблок, който беше пуснат в експлоатация през 2011 г.

Колска АЕЦ

Намира се близо до град Полярные Зори, Мурманска област, на брега на езерото Имандра.

Състои се от четири блока ВВЕР-440, въведени в експлоатация през 1973, 1974, 1981 и 1984 г.
Мощността на станцията е 1760 MW.

Курска АЕЦ

Една от четирите най-големи атомни електроцентрали в Русия със същия капацитет от 4000 MW.

Намира се близо до град Курчатов, област Курск, на брега на река Сейм.

Състои се от четири единици РБМК-1000, въведени в експлоатация през 1976, 1979, 1983 и 1985 г.

Мощността на станцията е 4000 MW.

Ленинградска АЕЦ

Една от четирите най-големи атомни електроцентрали в Русия със същия капацитет от 4000 MW.

Намира се близо до град Соснови Бор, Ленинградска област, на брега на Финския залив.

Състои се от четири единици РБМК-1000, въведени в експлоатация през 1973, 1975, 1979 и 1981 г.

Мощността на станцията е 4 GW. През 2007 г. производството възлиза на 24,635 милиарда kWh.

Нововоронежката АЕЦ

Намира се във Воронежска област близо до град Воронеж, на левия бряг на река Дон. Състои се от два блока ВВЕР.

Снабдява Воронежска област с 85% от електроенергията и 50% с топлина за град Нововоронеж.

Мощността на станцията (без ) е 1440 MW.

Ростовска АЕЦ

Намира се в района на Ростов близо до град Волгодонск. Електрическата мощност на първия енергоблок е 1000 MW, през 2010 г. към мрежата беше включен вторият енергоблок на станцията.

През 2001-2010 г. станцията се нарича Волгодонска АЕЦ, с пускането на втория енергоблок на АЕЦ станцията официално се преименува на Ростовска АЕЦ.

През 2008 г. атомната централа е произвела 8,12 млрд. kWh електроенергия. Коефициентът на използване на инсталираната мощност (IUR) е 92,45%. От стартирането си (2001 г.) той е генерирал над 60 милиарда kWh електроенергия.

Смоленска АЕЦ

Намира се близо до град Десногорск, Смоленска област. Централата се състои от три енергоблока с реактори тип РБМК-1000, пуснати в експлоатация през 1982, 1985 и 1990 г.

Всеки енергоблок включва: един реактор с топлинна мощност 3200 MW и два турбогенератора с електрическа мощност по 500 MW.

атомни електроцентрали на САЩ

Атомната електроцентрала Shippingport с номинална мощност от 60 MW е открита през 1958 г. в Пенсилвания. След 1965 г. в САЩ започва интензивно строителство на атомни електроцентрали.

По-голямата част от атомните електроцентрали в Америка са построени през 15-те години след 1965 г., преди първата сериозна авария в атомна електроцентрала на планетата.

Ако аварията в атомната електроцентрала в Чернобил се помни като първата авария, това не е така.

Причината за аварията са нередности в системата за охлаждане на реактора и множество грешки на оперативния персонал. В резултат ядреното гориво се стопи. Отне около един милиард долара за отстраняване на последствията от аварията, процесът на ликвидация отне 14 години.

След аварията правителството на Съединените американски щати коригира условията за безопасност за работата на всички атомни електроцентрали в щата.

Това съответно доведе до продължаване на строителния период и значително увеличение на цената на съоръженията за „мирен атом“. Такива промени забавиха развитието на общата индустрия в Съединените щати.

В края на ХХ век в САЩ има 104 работещи реактора. Днес Съединените щати са на първо място в света по брой ядрени реактори.

От началото на 21 век в Америка от 2013 г. насам са затворени четири реактора, а строителството е започнало на още четири.

Всъщност днес в Съединените щати работят 100 реактора в 62 атомни електроцентрали, които произвеждат 20% от цялата енергия в щата.

Последният реактор, построен в Съединените щати, влезе в експлоатация през 1996 г. в електроцентралата Watts Bar.

Американските власти приеха нови насоки за енергийна политика през 2001 г. Той включва вектора на развитие на ядрената енергетика, чрез разработване на нови типове реактори, с по-подходящ коефициент на полезно действие и нови възможности за преработка на отработеното ядрено гориво.

Плановете до 2020 г. включват изграждането на няколко десетки нови ядрени реактора с обща мощност от 50 000 MW. Освен това да се постигне увеличение на капацитета на съществуващите атомни електроцентрали с приблизително 10 000 MW.

САЩ са лидер по брой атомни електроцентрали в света

Благодарение на изпълнението на тази програма през 2013 г. в Америка започна изграждането на четири нови реактора - два от които в АЕЦ Vogtl, а другите два във VC Summer.

Тези четири реактора са последен тип - AP-1000, производство на Westinghouse.

Ядреното гориво е материал, използван в ядрени реактори за осъществяване на контролирана верижна реакция. Той е изключително енергоемък и опасен за хората, което налага редица ограничения при използването му. Днес ще научим какво е гориво за ядрен реактор, как се класифицира и произвежда и къде се използва.

Ход на верижната реакция

По време на ядрена верижна реакция ядрото се разделя на две части, които се наричат ​​фрагменти на делене. В същото време се отделят няколко (2-3) неутрона, които впоследствие предизвикват делене на следващите ядра. Процесът възниква, когато неутрон удари ядрото на първоначалното вещество. Фрагментите от делене имат висока кинетична енергия. Тяхното инхибиране в материята е придружено от отделяне на огромно количество топлина.

Фрагментите от делене, заедно с техните продукти на разпадане, се наричат ​​продукти на делене. Ядрата, които споделят неутрони от всякаква енергия, се наричат ​​ядрено гориво. По правило те са вещества с нечетен брой атоми. Някои ядра се разпадат изцяло от неутрони, чиято енергия е над определена прагова стойност. Това са предимно елементи с четен брой атоми. Такива ядра се наричат ​​суровина, тъй като в момента на улавяне на неутрон от прагово ядро ​​се образуват горивни ядра. Комбинацията от горим материал и суровина се нарича ядрено гориво.

Класификация

Ядреното гориво се разделя на два класа:

1. Естествен уран. Той съдържа делящи се ядра на уран-235 и суровина за уран-238, която е способна да образува плутоний-239 при улавяне на неутрони.
2. Вторично гориво, което не се среща в природата. Това включва, наред с други неща, плутоний-239, който се получава от гориво от първи тип, както и уран-233, който се образува при улавяне на неутрони от ядра на торий-232.

От гледна точка на химичния състав има следните видове ядрено гориво:

1. Метал (включително сплави);
2. Оксид (например UO 2);
3. Карбид (например PuC 1-x);
4. Смесени;
5. Нитрид.

ТВЕЛ и ТВС

Горивото за ядрените реактори се използва под формата на малки пелети. Те са поставени в херметически затворени горивни елементи (горивни елементи), които от своя страна са комбинирани в няколкостотин горивни касети (FA). Ядреното гориво е обект на високи изисквания за съвместимост с обвивките на горивните пръти. Той трябва да има достатъчна температура на топене и изпарение, добра топлопроводимост и да не увеличава значително обема си при неутронно облъчване. Взема се предвид и технологичността на производството.

Приложение

Горивото идва в атомни електроцентрали и други ядрени инсталации под формата на горивни касети. Те могат да бъдат заредени в реактора както по време на неговата работа (на мястото на изгорели горивни касети), така и по време на ремонтна кампания. В последния случай горивните възли се сменят на големи групи. В този случай само една трета от горивото се заменя напълно. Най-изгорелите възли се разтоварват от централната част на реактора, а на тяхно място се поставят частично изгорели възли, които преди са били разположени в по-малко активни зони. Следователно на мястото на последните се монтират нови горивни касети. Тази проста схема на пренареждане се счита за традиционна и има редица предимства, основното от които е осигуряването на равномерно освобождаване на енергия. Разбира се, това е схематична диаграма, която дава само обща представа за процеса.

Извадка

След като отработеното ядрено гориво бъде извадено от активната зона на реактора, то се изпраща в охлаждащ басейн, който обикновено се намира наблизо. Факт е, че касетите с отработено гориво съдържат огромно количество фрагменти от делене на уран. След разтоварване от реактора, всеки горивен прът съдържа около 300 хиляди Кюри радиоактивни вещества, освобождавайки 100 kW/час енергия. Поради това горивото се самонагрява и става силно радиоактивно.

Температурата на новоразтовареното гориво може да достигне 300°C. Поради това се държи 3-4 години под слой вода, чиято температура се поддържа в установения диапазон. При съхранение под вода радиоактивността на горивото и мощността на остатъчните му емисии намалява. След около три години самонагряването на горивната касета достига 50-60°C. След това горивото се изважда от басейните и се изпраща за преработка или депониране.

Метален уран

Металният уран се използва сравнително рядко като гориво за ядрени реактори. Когато дадено вещество достигне температура от 660°C, настъпва фазов преход, придружен от промяна в неговата структура. Просто казано, уранът се увеличава в обем, което може да доведе до разрушаване на горивните пръти. При продължително облъчване при температура 200-500°С веществото претърпява радиационен растеж. Същността на това явление е удължаването на облъчената уранова пръчка 2-3 пъти.

Използването на метален уран при температури над 500°C е трудно поради неговото набъбване. След ядрено делене се образуват два фрагмента, чийто общ обем надвишава обема на това ядро. Някои фрагменти на делене са представени от газови атоми (ксенон, криптон и др.). Газът се натрупва в порите на урана и образува вътрешно налягане, което се увеличава с повишаване на температурата. Поради увеличаване на обема на атомите и увеличаване на налягането на газа, ядреното гориво започва да набъбва. Следователно това се отнася до относителната промяна в обема, свързана с ядреното делене.

Силата на набъбване зависи от температурата на горивните пръти и изгарянето. С увеличаване на изгарянето се увеличава броят на фрагментите на делене, а с повишаване на температурата и изгарянето вътрешното налягане на газа се увеличава. Ако горивото има по-високи механични свойства, то е по-малко податливо на набъбване. Металният уран не е един от тези материали. Следователно използването му като гориво за ядрени реактори ограничава изгарянето, което е една от основните характеристики на такова гориво.

Механичните свойства на урана и неговата устойчивост на радиация се подобряват чрез легиране на материала. Този процес включва добавяне на алуминий, молибден и други метали към него. Благодарение на допинг добавките, броят на неутроните на делене, необходими за улавяне, е намален. Следователно за тези цели се използват материали, които слабо абсорбират неутрони.

Огнеупорни съединения

Някои огнеупорни уранови съединения се считат за добро ядрено гориво: карбиди, оксиди и интерметални съединения. Най-често срещаният от тях е урановият диоксид (керамика). Точката му на топене е 2800°C, а плътността му е 10,2 g/cm 3 .

Тъй като този материал не претърпява фазови преходи, той е по-малко податлив на набъбване от уранови сплави. Благодарение на тази функция температурата на изгаряне може да се повиши с няколко процента. При високи температури керамиката не взаимодейства с ниобий, цирконий, неръждаема стомана и други материали. Основният му недостатък е ниската му топлопроводимост - 4,5 kJ (m*K), което ограничава специфичната мощност на реактора. Освен това горещата керамика е склонна към напукване.

Плутоний

Плутоният се счита за метал с ниска топимост. Топи се при температура 640°C. Поради лошите си пластични свойства е практически невъзможно да се обработва машинно. Токсичността на веществото усложнява технологията на производство на горивни пръти. Ядрената индустрия многократно се е опитвала да използва плутоний и неговите съединения, но те не са били успешни. Не е препоръчително да се използва гориво за атомни електроцентрали, съдържащо плутоний, поради приблизително 2-кратно намаляване на периода на ускорение, за което стандартните системи за управление на реактора не са предназначени.

За производството на ядрено гориво обикновено се използват плутониев диоксид, сплави на плутоний с минерали и смес от плутониеви карбиди и уранови карбиди. Дисперсионните горива, при които частици от уранови и плутониеви съединения са поставени в метална матрица от молибден, алуминий, неръждаема стомана и други метали, имат високи механични свойства и топлопроводимост. Радиационната устойчивост и топлопроводимостта на дисперсионното гориво зависят от материала на матрицата. Например в първата атомна електроцентрала разпръснатото гориво се състоеше от частици от уранова сплав с 9% молибден, които бяха пълни с молибден.

Що се отнася до ториевото гориво, то днес не се използва поради трудностите при производството и обработката на горивни пръти.

производство

Значителни количества от основната суровина за ядрено гориво - уранът - са съсредоточени в няколко страни: Русия, САЩ, Франция, Канада и Южна Африка. Неговите находища обикновено се намират близо до злато и мед, така че всички тези материали се добиват едновременно.

Здравето на хората, работещи в минното дело, е изложено на голям риск. Факт е, че уранът е токсичен материал и газовете, отделяни при добива му, могат да причинят рак. И това въпреки факта, че рудата съдържа не повече от 1% от това вещество.

Касова бележка

Производството на ядрено гориво от уранова руда включва следните етапи:

1. Хидрометалургична обработка. Включва извличане, раздробяване и екстракция или сорбционно възстановяване. Резултатът от хидрометалургичната обработка е пречистена суспензия от оксиураниев оксид, натриев диуранат или амониев диуранат.
2. Превръщане на вещество от оксид в тетрафлуорид или хексафлуорид, използван за обогатяване на уран-235.
3. Обогатяване на вещество чрез центрофугиране или газова термична дифузия.
4. Превръщане на обогатен материал в диоксид, от който се произвеждат „пелети” на горивните пръти.

Регенерация

По време на работа на ядрен реактор горивото не може да бъде напълно изгорено, така че се възпроизвеждат свободни изотопи. В тази връзка отработените горивни пръти подлежат на регенерация с цел повторна употреба.

Днес този проблем се решава чрез процеса Purex, състоящ се от следните етапи:

1. Разрязване на горивните пръти на две части и разтварянето им в азотна киселина;
2. Почистване на разтвора от продукти на делене и части от корпуса;
3. Изолиране на чисти съединения на уран и плутоний.

След това полученият плутониев диоксид се използва за производството на нови ядра, а уранът се използва за обогатяване или също за производство на ядра. Преработката на ядрено гориво е сложен и скъп процес. Цената му оказва значително влияние върху икономическата целесъобразност на използването на атомни електроцентрали. Същото може да се каже и за погребването на отпадъци от ядрено гориво, които не са подходящи за регенериране.

Атомната електроцентрала (АЕЦ) е комплекс от технически съоръжения, предназначени да генерират електрическа енергия чрез използване на енергията, освободена по време на контролирана ядрена реакция.

Уранът се използва като обикновено гориво за атомни електроцентрали. Реакцията на делене се извършва в основния блок на атомната електроцентрала - ядрен реактор.

Реакторът е монтиран в стоманен корпус, предназначен за високо налягане - до 1,6 x 107 Pa, или 160 атмосфери.
Основните части на ВВЕР-1000 са:

1. Активната зона, където се намира ядреното гориво, възниква верижна реакция на ядрено делене и се освобождава енергия.
2. Неутронен рефлектор около активната зона.
3. Охлаждаща течност.
4. Система за управление на защитата (CPS).
5. Радиационна защита.

Топлината в реактора се отделя поради верижна реакция на делене на ядрено гориво под въздействието на топлинни неутрони. В този случай се образуват продукти на ядрено делене, сред които има твърди вещества и газове - ксенон, криптон. Продуктите на делене имат много висока радиоактивност, така че горивото (пелети от уранов диоксид) се поставя в запечатани циркониеви тръби - горивни пръти (горивни елементи). Тези тръби са комбинирани в няколко части една до друга в един горивен касетка. За управление и защита на ядрен реактор се използват управляващи пръти, които могат да се движат по цялата височина на активната зона. Пръчките са направени от вещества, които силно абсорбират неутрони - например бор или кадмий. Когато пръчките са вкарани дълбоко, верижната реакция става невъзможна, тъй като неутроните се абсорбират силно и се отстраняват от реакционната зона. Пръчките се преместват дистанционно от контролния панел. С леко движение на прътите верижният процес или ще се развие, или ще избледнее. По този начин се регулира мощността на реактора.

Разположението на станцията е двуверижно. Първият, радиоактивен, кръг се състои от един реактор ВВЕР 1000 и четири контура за циркулационно охлаждане. Вторият контур, нерадиоактивен, включва парогенератор и водопровод и един турбинен агрегат с мощност 1030 MW. Първичният охладител е некипяща вода с висока чистота под налягане 16 MPa с добавяне на разтвор на борна киселина, силен абсорбатор на неутрони, който се използва за регулиране на мощността на реактора.

1. Главните циркулационни помпи изпомпват вода през активната зона на реактора, където тя се нагрява до температура от 320 градуса поради топлината, генерирана по време на ядрената реакция.
2. Нагрятата охлаждаща течност предава топлината си на водата от втория кръг (работна течност), като я изпарява в парогенератора.
3. Охладената охлаждаща течност влиза отново в реактора.
4. Парогенераторът произвежда наситена пара с налягане 6,4 MPa, която се подава към парната турбина.
5. Турбината задвижва ротора на електрическия генератор.
6. Отработената пара се кондензира в кондензатора и отново се подава към парогенератора от кондензната помпа. За поддържане на постоянно налягане във веригата е монтиран компенсатор за обем на парата.
7. Топлината от кондензацията на пара се отстранява от кондензатора чрез циркулираща вода, която се подава от захранващата помпа от охладителното езерце.
8. Първият и вторият кръг на реактора са херметизирани. Това гарантира безопасността на реактора за персонала и населението.

Ако не е възможно да се използва голямо количество вода за кондензация на пара, вместо да се използва резервоар, водата може да се охлади в специални охладителни кули (охладителни кули).

Безопасността и екологичността на работата на реактора се осигуряват от стриктно спазване на разпоредбите (правилата за експлоатация) и голямо количество контролно оборудване. Всичко това е проектирано за внимателно и ефективно управление на реактора.
Аварийната защита на ядрен реактор е набор от устройства, предназначени за бързо спиране на верижна ядрена реакция в активната зона на реактора.

Активната аварийна защита се задейства автоматично, когато един от параметрите на ядрен реактор достигне стойност, която може да доведе до авария. Такива параметри могат да включват: температура, налягане и поток на охлаждащата течност, ниво и скорост на увеличаване на мощността.

Изпълнителните елементи на аварийната защита в повечето случаи са пръти с вещество, което абсорбира добре неутроните (бор или кадмий). Понякога, за да се изключи реакторът, течен абсорбер се инжектира в контура на охлаждащата течност.

В допълнение към активната защита, много съвременни дизайни включват и елементи на пасивна защита. Например съвременните версии на реакторите VVER включват „Система за аварийно охлаждане на активната зона“ (ECCS) - специални резервоари с борна киселина, разположени над реактора. В случай на максимална проектна авария (разкъсване на първия охладителен кръг на реактора), съдържанието на тези резервоари се озовава вътре в активната зона на реактора под действие на гравитацията и верижната ядрена реакция се потушава от голямо количество вещество, съдържащо бор , който абсорбира добре неутроните.

Съгласно „Правилата за ядрена безопасност на реакторните съоръжения на атомните електроцентрали“ поне една от предвидените системи за спиране на реактора трябва да изпълнява функцията на аварийна защита (ЕР). Аварийната защита трябва да има най-малко две независими групи работни елементи. При сигнал AZ, работните части AZ трябва да се задействат от всякакви работни или междинни позиции.
Оборудването AZ трябва да се състои от поне два независими комплекта.

Всеки комплект AZ оборудване трябва да бъде проектиран по такъв начин, че да се осигури защита в диапазона на промените в плътността на неутронния поток от 7% до 120% от номиналната:
1. По плътност на неутронния поток - не по-малко от три независими канала;
2. Според скоростта на нарастване на плътността на неутронния поток - не по-малко от три независими канала.

Всеки комплект оборудване за аварийна защита трябва да бъде проектиран по такъв начин, че в целия диапазон от промени в технологичните параметри, установени в проекта на реакторната централа (РЦ), аварийната защита да се осигурява от най-малко три независими канала за всеки технологичен параметър за които е необходима защита.

Командите за управление на всеки комплект за задвижки AZ трябва да се предават през поне два канала. Когато един канал в един от комплектите AZ оборудване бъде изведен от работа, без да бъде изведен от работа този комплект, трябва автоматично да се генерира алармен сигнал за този канал.

Аварийната защита трябва да се задейства поне в следните случаи:
1. При достигане на настройката AZ за плътност на неутронния поток.
2. При достигане на настройката AZ за скоростта на нарастване на плътността на неутронния поток.
3. При изчезване на напрежението в който и да е комплект аварийни защитни съоръжения и захранващи шини на CPS, които не са изведени от експлоатация.
4. При повреда на който и да е два от трите защитни канала за плътност на неутронния поток или за скорост на нарастване на неутронния поток в който и да е комплект АЗ оборудване, което не е изведено от експлоатация.
5. При достигане на настройките AZ от технологичните параметри, за които трябва да се извърши защита.
6. При задействане на АЗ от ключ от блокова контролна точка (БКП) или резервна контролна точка (РКП).

Материалът е подготвен от онлайн редакторите на www.rian.ru въз основа на информация от РИА Новости и открити източници

Използването на ядрено гориво в реактори за производство на енергия има редица особености, дължащи се на физичните свойства и естеството на протичащите процеси. Тези характеристики определят спецификата на ядрената енергетика, технологичните изисквания, специалните условия на експлоатация, икономическите показатели и въздействието върху околната среда.

На първо място, отбелязваме високата калоричност на ядреното гориво. По време на изгарянето (окислението), например на въглерода в реакцията C + O 2 → CO 2, се отделят 4 eV енергия за всяко взаимодействие и полученият въглероден окис води до парников ефект с глобални последици за планетата. Деленето на един атом на ядрено гориво освобождава приблизително 200 MeV енергия. Енергоотделянето при тези два процеса се различава 50 милиона пъти. По отношение на единица маса, отделянето на енергия се различава с коефициент 2,5 милиона.

Високото калорично съдържание води до рязко намаляване както на масата, така и на физическите обеми на ядреното гориво, необходимо за производството на определено количество енергия. По този начин съхранението и транспортирането на суровината (уранов концентрат) и готовото ядрено гориво изисква относително ниски разходи. Последицата от това е независимостта на местоположението на атомните електроцентрали от районите на производство на гориво и производство, което значително влияе върху избора на икономически изгодно местоположение на производителните сили. Можем да кажем, че използването на ядрено гориво може да коригира „несправедливостта“ на природата в изключително неравномерното географско разпределение на енергийните ресурси. Елиминирани са трудностите, свързани със сезонните климатични условия на доставка и доставка на гориво, които постоянно възникват на изток и в Далечния север. Високата енергийна интензивност на ядреното гориво определя сравнително малкия брой работници, участващи в добива, производството и доставката на гориво до потребителя на единица произведена енергия в сравнение с добива и транспортирането на органично гориво, което в крайна сметка осигурява висока производителност на труда в ядрената енергия. енергия.

Важна характеристика на ядреното гориво е принципната невъзможност за пълното му изгаряне. За да работи реактор при дадена мощност за определено време, натоварването с гориво трябва да бъде над критична маса. Този излишък осигурява граница на реактивност, която е необходима за дадено или изчислено количество гориво, отделено за единица обем или маса, т.е. за постигане на дадена дълбочина на изгаряне. След достигане на това изгаряне, когато запасът от реактивност е изчерпан, е необходимо отработеното гориво да се замени с ново. Разтовареното гориво съдържа значително количество делящи се и плодородни материали и след пречистване от продуктите на делене може да бъде върнато в горивния цикъл. От това следва, че ядреното гориво трябва да циркулира многократно през реактори и предприятия на ядрената индустрия: радиохимични заводи и фабрики за производство на горивни пръти и горивни касети(TVS). Чрез рециклиране (повторно използване) на уран и плутоний необходимостта от естествен уран и капацитет за обогатяване на гориво значително намаляват. Имайте предвид, че количеството ядрено гориво, което трябва да се преработи в горивния цикъл за атомна електроцентрала с електрическа мощност от 1 GW, е 20-30 тона/година за ВВЕР-1000 и приблизително 50 тона/година за РБМК-1000.

Изискването за постоянно задържане на голяма маса гориво в активната зона на реактора, проектирано за дълъг период на работа, за да се осигури дадено изгаряне, причинява значителни еднократни разходи за плащане на първото зареждане с гориво и следващите партиди, подготвени за зареждане. Това е много съществена и фундаментална разлика в условията за използване на ядрено гориво в електроцентралите спрямо органичното гориво.

Натрупването на радиоактивни продукти на делене в горивото при последващия им разпад след прекратяване на верижната реакция води до отделяне на остатъчна топлина, която намалява с времето приблизително по степенен закон:

н(T) = 0,07н[T -0,2 – (T+ ) -0,2 ], (2,1)

Където н- мощност на реактора преди спиране, н(T) е мощността на отделяне на топлина след спиране на реактора,  е времето, през което реакторът работи на мощност ндо спиране, T- време след спиране. От израз (2.1) следва, че непосредствено след спиране отделянето на топлина в активната зона е 7% от номиналната мощност. Отделянето на остатъчна енергия, активността на охлаждащата течност и елементите на активната зона на реактора, необходимостта от отчитане на хипотетични аварийни ситуации налагат специални изисквания към проектирането, изграждането и експлоатацията на атомни електроцентрали, системи за защита и управление на реактора. Тези изисквания нямат аналог в топлоенергетиката, използваща изкопаеми горива. Удовлетворяването на изискванията за безопасност на атомните електроцентрали води до увеличаване на капиталовите разходи с 1,5-2 пъти в сравнение с традиционните топлоелектрически централи.

2.2. Изгарянето е мярка за производство на енергия

ядрено гориво

Енергийната характеристика на всяко гориво е неговата калоричност, т.е. отделяне на топлина за единица маса. Енергийната характеристика на ядреното гориво е специфично производство на енергия - топлинна енергия, която може да се отдели от единица маса ядрено гориво с даден изотопен състав за целия период на престой в реактора. Специфично производство на енергияядреното гориво (B) обикновено се измерва в мегават дни на тон (MW ден/t) или мегават дни на килограм (MW ден/kg).

Освобождаването на топлинна енергия в реактора е резултат от ядрено делене и може да се изрази чрез броя на ядрата или масата на разцепеното гориво, разделена на общия им брой. Тази единица за маса на изгаряне ( дълбочина на изгарянеВ 1) може да се изрази като процент, kg/t, g/kg и т.н. Стойността B 1 също така означава количеството продукти на делене, натрупани в горивните пръти. Специфичното производство на енергия и изгарянето на ядрено гориво са еквивалентни величини с различни измерения. Те са най-важните параметри, характеризиращи използването на ядрено гориво в реактори. Дълбочината на изгаряне оказва голямо влияние върху техническите и икономическите показатели не само на атомните електроцентрали, но и на целия горивен цикъл.

Нека определим връзката между B и B 1 за урановия диоксид - горивото на съвременните енергийни реактори. Броят на урановите ядра в грам ураниев диоксид е равен на числото на Авогадро, разделено на молекулното тегло: 6,022·10 23 /270 = 2,32·10 21 1/g. Енергията, освободена по време на едно събитие на делене, е 3,2·10 -11 J. Броят на деленията, необходими за производството на 1 MW·ден (8,64·10 10 J) е 2,7·10 21 . По този начин, за да се получи енергия от 1 MW на ден, е необходимо да се осигури деленето на 1,16 g уранов диоксид. Означавайки тази величина с к, нека запишем връзката между единиците за изгаряне на енергия и маса:

B 1 = к V. (2.2)

Ако в един тон уранов диоксид се отделят 1% уранови атоми (2,32 10 25), тогава производството на енергия ще бъде 2,32 10 25 / 2,7 10 21 = 8593 MW ден/t. Изгарянето на 1% от тежките атоми съответства за урановия диоксид на 2,44·10 20 деления/cm 3 .

Ако вземем предвид теглото само на урана, тогава к= 1,05. В този случай изгаряне от 1% съответства на производство на енергия от уран от 9520 MW ден/t. При по-нататъшни изчисления, свързани с реактори с термични неутрони, ще вземем к= 1,05. Дълбочината на изгаряне обаче не определя напълно потреблението на делящи се нуклиди в активната зона на реактора. Заедно с ядреното делене протича реакцията на улавяне на радиация и превръщане на делящи се нуклиди в неделящи се. За 235 U вероятността за улавяне на неутрон без делене и получаване на изотопа 236 U е приблизително 0,15. Това означава загуба на делящ се изотоп без освобождаване на енергия. За 239 Pu, трансформацията в неделящия се изотоп 240 Pu в резултат на радиационно улавяне има вероятност от 0,26. Наличието на улавяне на радиация, конкуриращо се с процеса на делене, води до неефективно увеличаване на потреблението на делящи се нуклиди. В реакторите с топлинни неутрони, когато се произвежда 1 MW ден топлинна енергия, не се изразходват 1,05 g, а 1,2-1,22 g 235 U, включително 0,15-0,17 g без освобождаване на енергия, но с 1% изгаряне, производството на енергия от уран е 8300 MW ден/т. Всичко това се взема предвид при изчисляване на активната зона и при определяне на необходимото обогатяване на горивото с делящ се изотоп.

Активна зона на ядрен енергиен реактор (A.Z.ENR)- това е частта от неговия обем, в която структурно са организирани условията за осъществяване на непрекъсната самоподдържаща се верижна реакция на делене на ядреното гориво и балансирано отвеждане на генерираната в него топлина с цел последващото й използване.

След като се замисли за значението на това определение по отношение на сърцевината на топлинен ядрен реактор, може да се разбере, че основните компоненти на такава активна зона са ядрено гориво, модератор, охлаждаща течност и други структурни материали.Последните са обективно необходими, тъй като ядрената гориво и модератор в активната зона и самата зона на активната зона трябва да бъдат неподвижно закрепени в реактора, представляващи по възможност разглобяема технологична единица.

Под ядрено гориво обикновено се разбира съвкупността от всички делящи се нуклиди в активната зона. Повечето от топлинните ядрени реактори, използвани в атомните електроцентрали в началния етап на експлоатация, работят с чисто ураново гориво, но по време на кампанията те възпроизвеждат значително количество вторично ядрено гориво - плутоний-239, който веднага след образуването си се включва в процес на размножаване на неутрони в реактора . Следователно горивото в такива ядрени реактори във всеки произволен момент от кампанията трябва да се счита за комбинация от три делящи се компонента: 235 U, 238 U и 239 Pu. Уран-235 и плутоний-239 се разпадат от неутрони с всяка енергия в спектъра на реактора, а 238 U, както вече беше отбелязано, се разпада само от бързи надпрагови (с E > 1,1 MeV) неутрони.

Основната характеристика на урановото ядрено гориво е неговото първоначално обогатяване (x), което означава делът (или процентът) на ядрата на уран-235 сред всички уранови ядра. И тъй като повече от 99,99% от урана се състои от два изотопа - 235 U и 238 U, стойността на обогатяване е:
x = N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
Естественият метален уран съдържа приблизително 0,71% ядра 235 U и повече от 99,28% е 238 U. Други изотопи на урана (233 U, 234 U, 236 U и 237 U) присъстват в естествения уран в толкова малки количества, че може да не да бъдат взети предвид.

В реакторите на атомни електроцентрали се използва уран, обогатен до 1,8 ÷ 5,2%, в реакторите на атомни електроцентрали за морски транспорт първоначалното обогатяване на ядреното гориво е 20 ÷ 45%. Използването на ниско обогатено гориво в атомните електроцентрали се обяснява с икономически съображения: технологията за производство на обогатено гориво е сложна, енергоемка, изисква сложно и обемисто оборудване и следователно е скъпа технология.

Металният уран е термично нестабилен, подложен на алотропни трансформации при относително ниски температури и химически нестабилен, поради което е неприемлив като гориво за енергийни реактори. Следователно уранът в реакторите не се използва в чиста метална форма, а под формата на химични (или металургични) съединения с други химични елементи. Тези връзки се наричат гориво композиции.

Най-често срещаните горивни състави в реакторната технология са:
UO 2, U 3 O 8, UC, UC 2, UN, U 3 Si, (UAl 3) Si, UBe 13.

Другият химически елемент(и) от състава на горивото се нарича разредител на гориво. В първите два от изброените горивни състави разредителят е кислород, във вторите два - въглерод, в следващите съответно азот, силиций, алуминий със силиций и берилий.
Основните изисквания за разредител са същите като за модератор в реактор: той трябва да има голямо микросечение за еластично разсейване и евентуално по-ниско микросечение за абсорбция на топлинни и резонансни неутрони.

Най-често срещаният състав на горивото в ядрените енергийни реактори е уранов диоксид(UO 2), а неговият разредител - кислород - напълно отговаря на всички посочени изисквания .

Точка на топене на диоксид (2800 о C) и неговата висока термична стабилност ви позволяват да имате висока температурагориво с допустима работна температура до 2200 o C.