Раздел 8. Нефть и газ

Енергію атома, про руйнівну силу якої світ уже знав після Хіросіми і Нагасакі, ще на початку 50-х років ХХ століття передбачали використовувати у мирних цілях.

У той період ще не було вирішено питання про те, на якому урані, – природному або збагаченому, – розвиватиметься атомна енергетика. Головним аргументом на користь використання природного урану було відтворення вторинного ядерного палива – плутонію – в тому ж реакторі. Це могло сприяти швидкому досягненню необхідного рівня економічності та конкурентоспроможності атомних електростанцій. Але технічні труднощі забезпечення достатньо високої термодинамічної ефективності були великі. У той же час використання збагаченого урану дозволяє підвищити температуру теплоносія, набагато підняти енергонапруженість реактора при порівняно невеликих його розмірах. Ці обставини були вирішальними при виборі ядерного палива перших АЕС. Тепло, отримуване від ядерного реактора, що відіграє роль топки парового котла звичайної теплової електростанції, використовується для вироблення електроенергії. З активної зони реактора (тепловиділяючих елементів) тепло відводиться охолоджуючим середовищем (теплоносієм), що циркулює по замкнутому контуру (первинний контур енергетичного реактора). Таким теплоносієм може бути рідина (вода) або газ. Електрична частина атомної електростанції мало відрізняється від електричної частини звичайної теплової електростанції.

Мал. 18.1. Перша в світі промислова атомна електростанція в м. Обнінську

Мал. 18.2. Схема першої атомної електростанції АН СРСР: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбогенератор; 4 – конденсатор турбіни; 5 – пусковий конденсатор; 6 – деаератор; 7 – додатковий бак для води; 8 – компенсатор об'єму; 9 – циркуляційний насос первинного контуру; 10 – живильний насос другого контуру; 11 – насоси конденсату; 12 – циркуляційний насос охолоджуючої води; 13 – підживлюючий насос; А – вода первинного контуру (100 атм); В – пара (12,5 атм); D – стисле повітря; Е – охолоджуюча вода

Перша у світі промислова атомна електростанція потужністю 5000 кВт була запущена в СРСР 27 червня 1954 р. у невеликому провінційному містечку Обнінську в 100 кілометрах на південь від Москви (мал.18.1). Вперше було доведено можливість виробництва електричної енергії на основі розщеплення ядер урану, а не за рахунок спалювання органічного палива або гідравлічної енергії. Наукове керівництво роботами з її створення здійснював академік І.В. Курчатов. Основою станції був ядерний реактор на теплових нейтронах з графітовим уповільнювачем; паливо – збагачений уран, що містив 5% ізотопу уран-235, – розміщувалося у вигляді окремих блоків у графітовому уповільнювачі, утворюючи 128 робочих каналів. Усередині кожного каналу знаходилися тонкостінні сталеві трубки, якими протікав теплоносій. Загальна кількість завантажуваного урану – 550 кг, що забезпечувало роботу станції протягом 100 діб. Середній потік теплових нейтронів в активній зоні складав 5·1013 нейтронів/см²·с, витрата атомного пального урану-235 – 30 г/добу. Номінальна теплова потужність реактора дорівнювала 30000 кВт. Реактор був вміщений у сталевий кожух, заповнений графітовою кладкою, що покоїлась на бетонній основі. Під час роботи графіт нагрівався до 500–600°С. Щоб уникнути вигорання графіту, щілини кладки заповнювалися інертним газом – гелієм або азотом. Теплоносієм служила дистильована вода високого очищення. Технологічна схема станції складалася з 2 контурів тепловідводу (мал. 18.2). Вода першого контура, що циркулювала через реактор під тиском 100 атм, нагрівалася до 280°С. Вода відводить тепло з реактора і через систему парогенераторів віддає його воді другого контура, яка, перетворюючись на пару, приводить у дію турбоагрегат. Охолоджена до 190°С вода первинного контура циркуляційними насосами повертається у реактор. Три насоси забезпечують безперервну подачу 300 т води на годину через реактор. При номінальній потужності реактора виробляється 40 т пари на годину з тиском 12,5 атм і температурою 250–260°С.Управління реактором здійснювалося регулюючими стрижнями з карбіду бору (В4С). Загальна кількість управляючих стрижнів – 24, дві пари стрижнів підтримували автоматично заданий рівень потужності реактора, два стрижні забезпечували аварійний захист, вільно падаючи в активну зону реактора для припинення ланцюгової ядерної реакції поділу урану. Станція управлялася з центрального пульту, на якому були змонтовані регулятори і покажчики найважливіших контрольованих параметрів, що характеризують роботу атомної станції.
Один з проектів меморіалу Обнінської АЕС

В Англії (Колдер-Холл) наприкінці 1956 р. була пущена перша в країні промислова атомна станція потужністю 42 тис. кВт (теплова потужність 180 тис. кВт) з графітовим уповільнювачем (мал. 18.3). На цій станції тепло з реактора відводилося вуглекислим газом (СО2) під тиском 7 атм, що циркулював через активну зону і 4 теплообмінники (парогенератори). Температура газу на виході з реактора складала 330°С. Пара з парогенераторів приводила в дію дві парові турбіни потужністю 20–23 тис. кВт кожна.

У США наприкінці 1957 р. пущена атомна електростанція потужністю 60 тис. кВт в Шиппінгпорті. Основним елементом станції є реактор на теплових нейтронах, в якому уповільнювачем і теплоносієм є звичайна вода під тиском 140 атм. Паливо із збагаченого урану або його двооксиду поміщене у сталеві або цирконієві трубки (стрижні). Температура поверхні паливних стрижнів досягає 315°С. Вода під тиском циркулює через активну зону реактора і зовнішній теплообмінник, в якому утворюється пара з температурою 255°С і тиском 40 атм (мал. 18.4).

29 квітня 2002 року, об 11 год. 31 хв. за московським часом назавжди було заглушено реактор першої в світі атомної станції в місті Обнінську Калузької області, що пропрацювала 48 років. Так вирішив уряд Росії винятково з економічних міркувань. Конструкція атомної електростанції виявилася дуже надійною: за весь час її експлуатації не було жодного серйозного порушення в роботі. Але зупинка ядерного реактора поставила перед вченими і фахівцями низку нових проблем, які доводилося вирішувати вперше, наприклад, проблеми розбирання сильно випромінюючого корпусу реактора і його поховання. Планується після завершення всіх робіт по виведенню станції з експлуатації на її території створити музей – пам'ятник можливостям людського розуму.
Першій в світі атомній електростанції присвоєно статус пам’ятника історії й культури Росії.

Охолоджування водою під високим тиском вперше використане в експериментальному реакторі «Марк-1», запущеному 31 травня 1953 р. Реактор «Марк-1» був прототипом реактора для підводних човнів серії «Наутілус», перший з яких спущено на воду в січні 1955 р. Паливо, на самому початку завантажене в ядерний енергетичний реактор підводного човна, не поповнювалося більше двох років; за цей час човен пройшов більше 60000 морських миль. Жорсткі вимоги до розмірів енергетичної установки підводного човна у вигляді ядерного реактора з водою як уповільнювачем примусило використовувати уранове паливо, сильно збагачене ураном-235, що дозволило сконструювати активну зону невеликого розміру.Мал. 18.3. Будова атомної електростанції «Колдер Холл»: 1 – будівля реактора №1; 2 – будівля реактора №2; 3 – турбінний зал; 4 – конденсатори; 5 – акумулятори; 6 – адміністративний корпус; 7 – теплообмінники; 8 – газодувки; 9 – градирні.  

Мал. 18.4. Схема атомної електростанції з водяним реактором: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбіна; 4 – електричний генератор; 5 – конденсатор; 6 – живильний насос; 7 – підживлювальний насос; 8 – підживлююча місткість; 9 – фільтр; 10 – холодильник; 11 – компенсатор тиску; 12 – циркуляційний насос

Реактор і чотири теплообмінники атомної станції в Шиппінгпорті (штат Пенсільванія) повністю вміщені в сталеві контейнери і розміщені під землею.

Оскільки досвід експлуатації реакторів з водою під тиском, встановлених на підводному човні «Наутілус», та їх прототипу «Марк-1» був успішним, то реактори такого типу з різним ступенем збагачення палива ураном-235 стали основою майбутніх енергетичних АЕС.

А що ж далі? Уранова руда не може бути використана безпосередньо для отримання енергії, як це відбувається при спалюванні вугілля, нафти або газу. Щоб мати паливо для ядерного реактора, необхідний цілий ланцюжок технологічних операцій від видобування уранової руди із земних надр, її збагачення і отримання оксиду урану до збагачення ураном-235 і виготовлення паливних пігулок, тепловиділяючих елементів (твелів) і тепловиділяючих збірок. Для цього потрібно створити атомну індустрію від гірничозбагачувального комбінату до сховищ відпрацьованого ядерного палива атомних електростанцій або продуктів його переробки – радіоактивних відходів. Відпрацьоване ядерне паливо і радіоактивні відходи є сумішшю високорадіотоксичних елементів з дуже низькою гранично допустимою концентрацією у воді та повітрі, які повинні ізолюватися від біосфери. Іншими словами, необхідно створити ядерний паливний цикл атомної енергетики, що вимагає значних капіталовкладень.

Створення атомної індустрії стало історичним прикладом вирішення загальнонаціональних проблем, в якому брали участь не лише вчені, але й політики різних рангів. Досвід експлуатації перших АЕС показав реальність і надійність ядерно-енергетичної технології для промислового виробництва електроенергії. Найбільш розвинені індустріальні держави приступили до проектування і будівництва АЕС з реакторами різних типів у порядку промислового експерименту. До 1964 р. сумарна потужність АЕС досягла 5000 МВт, тобто за 10 років зросла в 1000 разів. Основний підсумок розвитку атомної енергетики за цей період часу полягав у тому, що собівартість електроенергії АЕС і теплових електростанцій виявилася рівною.

З того часу атомна енергетика починає робити помітний внесок у загальне виробництво електроенергії.