Раздел 18. Первые атомные электростанции

Энергию атома, о разрушительной силе которой мир уже знал после Хиросимы и Нагасаки, еще в начале 50-х годов ХХ века предполагали использовать в мирных целях.

В тот период ещё не был решен вопрос, на каком уране, – природном или обогащенном, – будет развиваться атомная энергетика. Основным аргументом в пользу использования природного урана было воспроизводство вторичного ядерного топлива – плутония – в том же реакторе. Это могло способствовать быстрому достижению необходимого уровня экономичности и конкурентоспособности атомных электростанций. Но технические трудности обеспечения достаточно высокой термодинамической эффективности были велики. В то же время использование обогащенного урана позволяет повысить температуру теплоносителя, намного поднять энергонапряженность реактора при сравнительно небольших его размерах. Эти обстоятельства были решающими при выборе ядерного топлива первых АЭС. Тепло, получаемое от ядерного реактора, выполняющего роль топки парового котла обычной тепловой электростанции, используется для выработки электроэнергии. Из активной зоны реактора (тепловыделяющих элементов) тепло отводится охлаждающей средой (теплоносителем), циркулирующим по замкнутому контуру (первичный контур энергетического реактора). Таким теплоносителем может быть жидкость (вода) или газ. Электрическая часть атомной электростанции мало отличается от электрической части обычной тепловой электростанции.

Рис. 18.1. Первая в мире промышленная атомная электростанция в г. Обнинске

Рис. 18.2. Схема первой атомной электростанции АН СССР: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбогенератор; 4 – конденсатор турбины; 5 – пусковой конденсатор; 6 – деаэратор; 7 – дополнительный бак для воды; 8 – компенсатор объема; 9 – циркуляционный насос первичного контура; 10 – питательный насос второго контура; 11 – насосы конденсата; 12 – циркуляционный насос охлаждающей воды; 13 – подпиточный насос; А – вода первичного контура (100 атм); В – пар (12,5 атм); D – сжатый воздух; Е – охлаждающая вода

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5000 кВт была запущена в СССР 27 июня 1954 г. в небольшом провинциальном городке Обнинске в 100 километрах к югу от Москвы (рис. 18.1). Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива или гидравлической энергии. Научное руководство работами по ее созданию осуществлял академик И.В. Курчатов. Основой станции был ядерный реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем; топливо – обогащенный уран, содержащий 5% изотопа уран-235, – размещалось в виде отдельных блоков в графитовом замедлителе, образуя 128 рабочих каналов. Внутри каждого канала находились тонкостенные стальные трубки, по которым протекал теплоноситель. Общее количество загружаемого урана – 550 кг, что обеспечивало работу станции в течение 100 суток. Средний поток тепловых нейтронов в активной зоне составлял 5·1013нейтронов/см2·с, расход атомного горючего урана-235 – 30 г/сутки. Номинальная тепловая мощность реактора равнялась 30000 кВт. Реактор был заключен в стальной кожух, заполненный графитовой кладкой, покоящейся на бетонном основании. Во время работы графит нагревался до 500– 600°С. Чтобы избежать выгорания графита, зазоры кладки заполнялись инертным газом – гелием или азотом. Теплоносителем служила дистиллированная вода высокой чистоты.

Один из проектов мемориала Обнинской АЭС

Технологическая схема станции состояла из 2 контуров теплоотвода (рис. 18.2). Вода первого контура, циркулирующая через реактор под давлением 100 атм, нагревалась до 280°С. Вода отводит тепло из реактора и через систему парогенераторов отдаёт его воде второго контура, которая, превращаясь в пар, приводит в действие турбоагрегат. Охлажденная до 190°С вода первичного контура циркуляционными насосами возвращается в реактор. Три насоса обеспечивают непрерывную подачу 300 т воды в час через реактор. При номинальной мощности реактора вырабатывается 40 т пара в час с давлением 12,5 атм и температурой 250–260°С.

Управление реактором осуществлялось регулирующими стержнями из карбида бора (В4С). Общее количество управляющих стержней – 24, две пары стержней поддерживали автоматически заданный уровень мощности реактора, два стержня обеспечивали аварийную защиту, свободно падая в активную зону реактора для прекращения цепной ядерной реакции деления урана. Станция управлялась с центрального пульта, на котором были смонтированы регуляторы и указатели важнейших контролируемых параметров, характеризующих работу атомной станции.

В Англии (Колдер-Холл) в конце 1956 г. была пущена первая в стране промышленная атомная станция мощностью 42 тыс. кВт (тепловая мощность 180 тыс.кВт) с графитовым замедлителем (рис. 18.3). На этой станции тепло из реактора отводилось углекислым газом (СО2) под давлением 7 атм, циркулирующим через активную зону и 4 теплообменника (парогенератора). Температура газа на выходе из реактора составляла 330°С. Пар из парогенераторов приводил в действие две паровые турбины мощностью 20–23 тыс.кВт каждая.

29 апреля 2002 года, в 11 ч 31 мин по московскому времени навсегда был заглушен реактор первой в мире атомной станции в городе Обнинске Калужской области, проработавшей 48 лет. Так решило правительство России исключительно по экономическим соображениям. Конструкция атомной электростанции оказалась очень надежной: за все время ее эксплуатации не было ни одного серьезного нарушения в работе. Но остановка ядерного реактора поставила перед учеными и специалистами ряд новых проблем, которые приходилось решать впервые, например, проблемы разборки сильно излучающего корпуса реактора и его захоронения. Планируется после завершения всех работ по выводу станции из эксплуатации на ее территории создать музей – памятник возможностям человеческого разума.

Первой в мире атомной электростанции в Обнинске присвоен статус памятника истории и культуры России.

В США в конце 1957 г. была пущена атомная электростанция мощностью 60 тыс.кВт в Шиппингпорте. Основным элементом станции является реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем и теплоносителем является обычная вода под давлением 140 атм. Топливо из обогащенного урана или его двуокиси заключено в стальные или циркониевые трубки (стержни). Температура поверхности топливных стержней достигает 315°С. Вода под давлением циркулирует через активную зону реактора и внешний теплообменник, в котором образуется пар с температурой 255°С и давлением 40 атм (рис. 18.4).

Охлаждение водой под высоким давлением впервые использовано в экспериментальном реакторе «Марк-1», запущенном 31 мая 1953 г. Реактор «Марк-1» являлся прототипом реактора для подводных лодок серии «Наутилус», первая из которых была спущена на воду в январе 1955 г. Топливо, первоначально загруженное в ядерный энергетический реактор подводной лодки, не пополнялось более двух лет; за это время лодка прошла более 60 000 морских миль. Жесткие требования к размерам энергетической установки подводной лодки в виде ядерного реактора с водой в качестве замедлителя заставило использовать урановое топливо, сильно обогащенное ураном-235, что позволило сконструировать активную зону небольшого размера.

Рис. 18.3. Устройство атомной электростанции «Колдер-Холл»: 1 – здание реактора № 1; 2 – здание реактора № 2; 3 – турбинный зал; 4 – конденсаторы; 5 – аккумуляторы; 6 – административный корпус; 7 – теплообменники; 8 – газодувки; 9 – градирни

Рис.18.4. Схема атомной электростанции с водяным реактором: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – электрический генератор; 5 – конденсатор; 6 – питательный насос; 7 – подпиточный насос; 8 – подпиточная емкость; 9 – фильтр; 10 – холодильник; 11 – компенсатор давления; 12 – циркуляционный насос

Реактор и четыре теплообменника атомной станции в Шиппингпорте (штат Пенсильвания) полностью заключены в стальные контейнеры и размещены под землёй.

Поскольку опыт эксплуатации реакторов с водой под давлением, установленных на подводной лодке «Наутилус», и их прототипа «Марк-1» был успешным, то реакторы такого типа с различной степенью обогащения топлива ураном-235 стали основой будущих энергетических АЭС.

А что же дальше? Урановая руда не может быть использована непосредственно для извлечения энергии, как это происходит при сжигании угля, нефти или газа. Чтобы иметь топливо для ядерного реактора, необходима целая цепочка технологических операций от извлечения урановой руды из земных недр, ее обогащения и получения оксида урана до обогащения ураном-235 и изготовления топливных таблеток, тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок. Для этого требуется создать атомную индустрию от горно-обогатительного комбината до хранилищ отработавшего ядерного топлива атомных электростанций или продуктов его переработки – радиоактивных отходов. Отработавшее ядерное топливо и радиоактивные отходы представляют собой смесь высокорадиотоксичных элементов с очень низкой предельно допустимой концентрацией в воде и воздухе, которые должны изолироваться от биосферы. Иными словами, нужно создать ядерный топливный цикл атомной энергетики, что требует значительных капиталовложений.

Создание атомной индустрии явилось историческим примером решения общенациональных проблем, в котором принимали участие не только ученые, но и политики различных рангов. Опыт эксплуатации первых АЭС показал реальность и надежность ядерноэнергетической технологии для промышленного производства электроэнергии. Наиболее развитые индустриальные державы приступили к проектированию и строительству АЭС с реакторами разных типов в порядке промышленного эксперимента. К 1964 г. суммарная мощность АЭС достигла 5000 МВт, т.е. за 10 лет возросла в 1000 раз. Основной итог развития атомной энергетики за этот период времени заключался в том, что себестоимость электроэнергии АЭС и тепловых электростанций оказалась равной.

С этого времени атомная энергетика начинает вносить заметный вклад в общее производство электроэнергии.