Атомна електростанція (АЕС), електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетвориться в електричну. Генератором енергії на АЕС(атомна електростанція) є атомний реактор (див. Ядерний реактор ) . Тепло, яке виділяється в реакторі в результаті ланцюгової реакції ділення ядер деяких важких елементів, потім так само, як і на звичайних теплових електростанціях (ТЕС), перетвориться в електроенергію. На відміну від ТЕС(теплоелектростанція), що працюють на органічному паливі, АЕС(атомна електростанція) працює на ядерному пальному (в основному 233 U, 235 U. 239 Pu). При діленні 1 г ізотопів урану або плутонію вивільняється 22 500 квт ч, що еквівалентно енергії, що міститься в 2800 кг умовного палива. Встановлено, що світові енергетичні ресурси ядерного пального (уран, плутоній і ін.) істотно перевищують енергоресурси природних запасів органічного палива (нафта, вугілля, природний газ і ін.). Це відкриває широкі перспективи для задоволення швидко зростаючих потреб в паливі. Крім того, необхідно враховувати об'єм вжитку вугілля, що все збільшується, і нафти для технологічних цілей світової хімічної промисловості, яка стає серйозним конкурентом теплових електростанцій. Не дивлячись на відкриття нових родовищ органічного палива і вдосконалення способів його видобутку, в світі спостерігається тенденція до відносить збільшенню його вартості. Це створює найбільш важкі умови для країн, що мають обмежені запаси палива органічного походження. Очевидна необхідність якнайшвидшого розвитку атомної енергетики яка вже займає помітне місце в енергетичному балансі низки промислових країн світу.
Перша в світі АЕС(атомна електростанція) дослідно-промислового призначення ( мал. 1 ) потужністю 5 Мвт була пущена в СРСР 27 червня 1954 р. в р. Обнінське. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС(атомна електростанція) ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці що отримав визнання на 1-ій Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).
В 1958 була введена в експлуатацію 1-я черга Сибірської АЕС(атомна електростанція) потужністю 100 Мвт (повна проектна потужність 600 Мвт ) . В тому ж році розвернулося будівництво Белоярськой промислової АЕС(атомна електростанція), а 26 квітня 1964 генератор 1-ої черги (блок потужністю 100 Мвт ) видав струм в Свердловську енергосистему, 2-й блок потужністю 200 Мвт зданий в експлуатацію в жовтні 1967. Відмітна особливість Белоярськой АЕС(атомна електростанція) — перегрів пари (до здобуття потрібних параметрів) безпосередньо в ядерному реакторі, що дозволило застосувати на ній звичайні сучасні турбіни майже без всяких переробок.
У вересні 1964 був пущений 1-й блок Нововоронежськой АЕС(атомна електростанція) потужністю 210 Мвт. Собівартість 1 квт-ч електроенергії (найважливіший економічний показник роботи всякої електростанції) на цій АЕС(атомна електростанція) систематично знижувалася: вона складала 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Перший блок Нововоронежськой АЕС(атомна електростанція) був побудований не лише для промислового користування, але і як демонстраційний об'єкт для показу можливостей і переваг атомної енергетики, надійності і безпеки роботи АЕС(атомна електростанція). У листопаді 1965 в р. Мелекессе області Ульяновськой вступила в буд АЕС(атомна електростанція) з водо-водяним реактором «киплячого» типа потужністю 50 Мвт, реактор зібраний за одноконтурною схемою, що полегшує компоновку станції. У грудні 1969 був пущений другий блок Нововоронежськой АЕС(атомна електростанція) (350 Мвт ) .
За кордоном перша АЕС(атомна електростанція) промислового призначення потужністю 46 Мвт була введена в експлуатацію в 1956 в Колдер-Холле (Англія) .Через рік вступила в буд АЕС(атомна електростанція) потужністю 60 Мвт в Шиппінгпорте (США).
Принципова схема АЕС(атомна електростанція) з ядерним реактором, що має водяне охолоджування приведена на мал. 2 . Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою (теплоносієм ) 1-го контура, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора поступає в теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане в реакторі, воді 2-го контура. Вода 2-го контура випаровується в парогенераторі, і пара, що утворюється, поступає в турбіну 4.
найчастіше на АЕС(атомна електростанція) застосовуються 4 типи реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяниє із звичайною водою як сповільнювач і теплоносій; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм і графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач; 4) графіто-газові з газовим теплоносієм і графітовим сповільнювачем.
Вибір переважно вживаного типа реактора визначається головним чином накопиченим досвідом в реакторостроєнії, а також наявністю необхідного промислового устаткування, сировинних запасів і так далі В СРСР будують головним чином графіто-водні і водо-водяниє реактори. На АЕС(атомна електростанція) США найбільшого поширення набули водо-водяниє реактори. Графіто-газові реактори застосовуються в Англії. У атомній енергетиці Канади переважають АЕС(атомна електростанція) з важководними реакторами.
Залежно від вигляду і агрегатного стану теплоносія створюється той або інший термодинамічний цикл АЕС(атомна електростанція). Вибір верхнього температурного кордону термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне пальне, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносителя, прийнятого для даного типа реактора. На АЕС(атомна електростанція), тепловий реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати відносно економічніші цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС(атомна електростанція) в цих двох випадках виконується 2-контурною: у 1-м-коді контурі циркулює теплоносій, 2-й контур — пароводяний. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС(атомна електростанція). У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичена пара прямує або безпосередньо в турбіну, або заздалегідь повертається в активну зону для перегріву ( мал. 3 ). У високотемпературних графіто-газовіх реакторах можливе вживання звичайного газотурбінного циклу. Реактор в цьому випадку виконує роль камери згорання.
При роботі реактора концентрація ізотопів, що діляться, в ядерному паливі поступово зменшується, тобто Твели вигоряють. Тому з часом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів і пристосувань з дистанційним управлінням. Відпрацьовані Твели переносять в басейн витримки, а потім направляють на переробку.
До реактора і обслуговуючих його систем відносяться: власне реактор з біологічним захистом, теплообмінники, насоси або газодувні установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи і арматура циркуляційного контура; пристрою для перезавантаження ядерного пального; системи спец.(спеціальний) вентиляції, аварійного розхолоджування і ін.
Залежно від конструктивного виконання реактори мають відмітні особливості: у корпусних реакторах Твели і сповільнювач розташовані усередині корпусу що несе повний тиск теплоносія; у канальних реакторах Твели, що охолоджуються теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, пронизливих сповільнювач, ув'язнений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Белоярськая АЕС(атомна електростанція) і ін.).
Для оберігання персоналу АЕС(атомна електростанція) від радіаційного опромінення реактор оточують біологічним захистом, основним матеріалом для якої служать бетон, вода, серпентіновий пісок. Устаткування реакторного контура має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, приймають заходи, щоб поява нещільності і розривів контура не приводила до радіоактивних викидів і забруднення приміщень АЕС(атомна електростанція) і навколишньої місцевості. Устаткування реакторного контура звичайне встановлюють в герметичних боксах, які відокремлені від останніх приміщень АЕС(атомна електростанція) біологічним захистом і при роботі реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість пари теплоносія, обумовлена наявністю протечек з контура, видаляють з приміщень АЕС(атомна електростанція), що не обслуговують, спеціальною системою вентиляції, в якій для унеможливлення забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри і газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС(атомна електростанція) стежить служба дозиметричного контролю.
При аваріях в системі охолоджування реактора для виключення перегріву і порушення герметичності оболонок Твелів передбачають швидке (у течію декілька секунд) глушення ядерної реакції; аварійна система розхолоджування має автономні джерела живлення.
Наявність біологічні захисту, систем спеціальної вентиляції і аварійного розхолоджування і служби дозиметричного контролю дозволяє повністю забезпечити обслуговуючий персонал АЕС(атомна електростанція) від шкідливих дій радіоактивного опромінення.
Устаткування машинного залу АЕС(атомна електростанція) аналогічно устаткуванню машинного залу ТЕС(теплоелектростанція). Відмітна особливість більшості АЕС(атомна електростанція) — використання пари порівняно низьких параметрів, насиченого або слабоперегретого.
При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх рівнів турбіни частками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють сепаруючі пристрої. Інколи необхідне вживання виносних сепараторів і проміжних перегрівачів пари. У зв'язку з тим що теплоносій і що містяться в нім домішки при проходженні через активну зону реактора активуються конструктивне вирішення устаткування машинного залу і системи охолоджування конденсатора турбіни одноконтурних АЕС(атомна електростанція) повинне повністю унеможливлювати витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС(атомна електростанція) з високими параметрами пари подібні вимоги до устаткування машинного залу не пред'являються.
В число специфічних вимог до компоновки устаткування АЕС(атомна електростанція) входять: мінімально можлива протяжність комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів і конструкцій реактора, що несуть, надійна організація вентиляції приміщень. На мал. показаний розріз головного корпусу Белоярськой АЕС(атомна електростанція) з канальним графіто-воднім реактором. У реакторному залі розміщені: реактор з біологічним захистом, запасні Твели і апаратура контролю. АЕС(атомна електростанція) ськомпонована за блоковим принципом реактор — турбіна. У машинному залі розташовані турбогецератори і обслуговуючі їх системи. Між машинним і реакторним залами розміщено допоміжне устаткування і системи управління станцією.
Економічність АЕС(атомна електростанція) визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд(коефіцієнт корисної дії), енергонапруженість активної зони, глибина вигорання ядерного пального, коефіцієнт використання встановленій потужності АЕС(атомна електростанція) за рік. Із зростанням потужності АЕС(атомна електростанція) питомі капіталовкладення в неї (вартість встановленого квт ) знижуються різкіше, ніж це має місце для ТЕС(теплоелектростанція). У цьому головна причина прагнення до споруди крупних АЕС(атомна електростанція) з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС(атомна електростанція) характерний, що доля паливної складової в собівартості електроенергії, що виробляється, 30—40% (на ТЕС(теплоелектростанція) 60—70%). Тому крупні АЕС(атомна електростанція) найбільш поширені в промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС(атомна електростанція) невеликої потужності — у важкодоступних або віддалених районах, наприклад АЕС(атомна електростанція) в пос.(селище) Білібіно (Якутська АССР) з електричною потужністю типового блоку 12 Мвт. Частина теплової потужності реактора цієї АЕС(атомна електростанція) (29 Мвт ) витрачається на теплопостачання. Поряд з виробленням електроенергії АЕС(атомна електростанція) використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС(атомна електростанція) (Казахська РСР) електричною потужністю 150 Мвт розрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 т води з Каспійського моря.
В більшості промислово розвинених країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН(Федеральна Республіка Німеччини), Японія, ГДР(Німецька Демократична Республіка) і ін.) по прогнозах потужність АЕС(атомна електростанція), що діють і будуються, до 1980 буде доведена до десятків Гвт. За даними Міжнародного атомного агентства ООН(Організація Об'єднаних Націй), опублікованим в 1967, встановлена потужність всіх АЕС(атомна електростанція) в світі до 1980 досягне 300 Гвт.
В Радянському Союзі здійснюється широка програма того, що вводить до ладу крупних енергетичних блоків (до 1000 Мвт ) з реакторами на теплових нейтронах. У 1948—49 були початі роботи по реакторах на швидких нейтронах для промислових АЕС(атомна електростанція). Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дає можливість використовувати не лише 235 U, але і сировинні матеріали 238 U і 232 Th. Крім того, реактори на швидких нейтронах не містять сповільнювача, мають порівняно малі розміри і велике завантаження. Цим і пояснюється прагнення до інтенсивного розвитку швидких реакторів в СРСР. Для досліджень по швидких реакторах були послідовно споруджені експериментальні і дослідні реактори БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Отриманий досвід зумовив перехід від досліджень модельних установок до проектування і спорудження промислових АЕС(атомна електростанція) на швидких нейтронах (БН-350) в р. Шевченко і (БН-600) на Белоярськой АЕС(атомна електростанція). Ведуться дослідження реакторів для потужних АЕС(атомна електростанція), наприклад в р. Мелекессе побудований дослідний реактор БОР-60.
Крупні АЕС(атомна електростанція) споруджуються і у ряді країн, що розвиваються (Індія, Пакистан і ін.).
На 3-ій Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (1964, Женева) було відмічено, що широке освоєння ядерної енергії стало ключовою проблемою для більшості країн. Що відбулася в Москві в серпні 1968 7-я Світова енергетична конференція (МІРЕК-vii) підтвердила актуальність проблем вибору напряму розвитку ядерної енергетики на наступному етапі (умовно 1980—2000), коли АЕС(атомна електростанція) стане одним з основних виробників електроенергії.
Літ.: Деякі питання ядерної енергетики. Сб. ст., під ред. М. А. Стиріковіча, М., 1959; Канаєв А. А., Атомні енергетичні установки, Л., 1961; Калафаті Д. Д., Термодинамічні цикли атомних електростанцій, М-код.—Л., 1963; 10 років Першій в світі атомної електростанції СРСР. [Сб. ст.], М., 1964; Радянська атомна наука і техніка. [Збірка], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомна енергетика наших днів, М., 1968.
