ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Развитие электроэнергетики в СССР из "Атомная энергетика сегодня и завтра " Из рис. 1.5 и 1.6 видно, что доля участия ГЭС в выработке электроэнергии существенно меньше доли их установленной мощности (почти в 1,5 раза). Это объясняется особенностью ГЭС — их полная мощность реализуется лишь в короткий период времени, причем только в многоводные годы (рис. 1.7). Особенно малое число часов использования мощности на ГЭС приходится на маловодные годы. Так, из рис. 1.7 видно, что число часов использования мощностей ГЭС в 1982—1983 гг. уменьшилось. В этом кроется одна из причин того, что гидроэнергетика не может служить основой выработки электроэнергии в СССР. [c.9] Характерное для одиннадцатой пятилетки (см. рис. 1.6) непрерывное увеличение доли мощности (выработки электроэнергии) на АЭС от общей мощности (выработки электроэнергии) в двенадцатой пятилетке будет продолжаться. Из рис. 1.6 видно также, что вклад АЭС в выработку электроэнергии в одиннадцатой пятилетке в отличие от ГЭС всегда превышал долю мощностей АЭС от суммарной мощности всех электростанций. [c.11] Ядерное (урановое) топливо — основной компонент загружаемых в реактор тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС). Топливные таблетки из диоксида урана защищены от прямого контакта с теплоносителем оболочками твэлов, обычно выполняемыми из циркониевых сплавов. [c.11] В реакторах на тепловых нейтронах с водным теплоносителем использовать обедненный уран невозможно. Но использование природного и даже обедненного урана вполне возможно в реакторах на быстрых нейтронах или в быстрых реакторах (БР). В этом причина и необходимость создания таких мощных промышленных энергетических реакторов, требующих для своего охлаждения специальных теплоносителей, например жидкого натрия. Эти реакторы характеризуются зоной воспроизводства, в которой размещается обедненный уран для получения из него плутония и последующего его деления. Но для функционирования таких реакторов в их активную зону необходимо загружать или уран, обогащенный по до 25%, или лучше плутоний, который можег быть выгружен из тепловых реакторов. Это означает, что длительное время будут сосуществовать тепловые и быстрые реакторы. Когда говорят, что урана для энергетических реакторов хватит на 500 и более лет, то имеют в виду также использование обедненного урана. [c.12] Вот почему в СССР задача создания реакторов на быстрых нейтронах считается важнейшей. [c.13] На рис. 2.1 указан также и состав выгружаемого из реактора топлива. Видно, что из каждых 100 кг урана, загружаемых в реактор и находящихся в нем в течение определенного промежутка времени (в ВВЭР примерно 3 года), выгружаются те же 100 кг, но с другим нуклидным составом, в том числе 2 кг неиспользованного делящегося материала (1,26 кг а также 0,74 кг Pu и Фи). Из 4,4 кг загруженного выгорает 4,4—1,26=3,14 кг. Следовательно, в реакторе образуется 0,5 ХЗ,14= 1,57 кг плутония, из которых выгорает 1,57—0,74=0,83 кг Ри. Таким образом, в ядерном реакторе типа ВВЭР-1000 используется 3,97% обогащенного урана или 0,397% природного урана. [c.13] В качестве теплоносителей в мировой практике используются обычная вода, углекислый газ, гелий и жидкий натрий. Соответственно с водным теплоносителем АЭС может быть как двухконтурной, так и одноконтурной (см. гл. 5—7) АЭС, где в качестве теплоносителя используется углекислый газ и гелий,— только двухконтурной, а при теплоносителе — жидком натрии —даже трехконтурной (см. гл. 8). [c.14] Известно, что в обычной теплоэнергетике практикуется сочетание ТЭЦ с водогрейными отопительными котельными на газовом топливе, располагаемыми, как и ТЭЦ, в черте города. В атомной энергетике в настоящее время также рассматривается вопрос о возможности создания реакторных установок только для целей теплоснабжения. Две такие атомные станции теплоснабжения (A T) строятся вблизи городов Воронеж и Горький. По результатам их эксплуатации будут приняты решения о целесообразности и возможности дальнейшего их распространения. Такие A T позволили бы высвободить дополнительное количество органического топлива и обеспечить чистоту воздушного бассейна городов. [c.15] Завершено строительство атомного ледокола нового типа Таймыр и первого атомного лихтеровоза Севморпуть . Кроме того, в настоящее время на Балтийском заводе строятся аналогичные мощные атомоходы Октябрьская революция и Советский Союз . Нет сомнения в успешной эксплуатации и этих ледоколов. Создание атомного ледокольного флота и вообще использование ядерных реакторов для мощных судов не имеет прецедентов в мире. [c.17] На всех действующих и строящихся атомных ледоколах применяется дв ухконтурная реакторная установка с использованием легководного теплоносителя под давлением. [c.17] Об успешной работе первой в мире атомной электростанции мощностью всего 5 МВт советская делегация доложила на первой Международной Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в 1955 г. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии для промышленного производства электроэнергии. Однако из большого числа возможных типов атомных электростанций в то время невозможно было сделать выбор наиболее перспективных из-за отсутствия опыта их эксплуатации. В связи с этим наиболее передовые индустриальные державы приступили к проектированию и строительству атомных электростанций (АЭС) различных типов в порядке промышленного эксперимента. В 1956 г. была пущена первая АЭС в Англии, а в 1957 г. — в СЩА. В 1958 г. была введена в строй вторая АЭС в СССР. Ко времени второй Международной Женевской конференции в 1958 г. суммарная мощность работающих АЭС мира достигла 195 МВт. Это были уже электростанции промышленных мощностей, но стоимость строительства их и, главное. [c.17] Динамика развития атомной энергетики всего мира с 1954 по 1985 г. включительно [4] показана на рис. 3.1. Видно, что в 1970 г. мощность всех АЭС мира составляла 22 ГВт. Из рис. 3.2 следует, что к 1970 г. АЭС имели уже 14 стран мира. Таким образом, 1970 г. можно считать определенным рубежом в развитии атомной энергетики. К этому времени себестоимость вырабатываемой энергии на АЭС стала такой же, как на ТЭС, работающих на угольном топливе. Из рис. 3.1 видно, что в последующие три пятилетия суммарная мощность АЭС выросла соответственно на 57, 70 и 117 ГВт, а из рис. 3.2 следует, что в настоящее время 26 стран мира имеют атомную энергетику. [c.18] Развитие атомной энергетики шло неравномерно в разных странах. Первоначальные планы не выполнялись, причем в некоторых странах весьма существенно. В частности, в США были аннулированы многие предварительные заказы на проектирование АЭС. Тем не менее продолжающееся общее развитие атомной энергетики может быть оценено как значительное, что видно, например, из табл. 3.1, а также из табл. 3.2, отражающей современное состояние атомной энергетики мира [4]. [c.18] Из табл. 3.1, 3.2 и рис. 3.1 следует, что последние пятилетия были периодом резко возросшей интенсивности увеличения суммарной мощности АЭС мира. За 1976—1980 гг. она увеличилась от 79 до 149 ГВт, т. е. почти вдвое, за 1981—1985 гг.— на 117 ГВт или в 1,8 раза. Важно, что этот рост обеспечивался в основном за счет стран, имевших атомную энергетику, т. е. тех стран, которые могли обоснованно оценить действительные преимущества и проблемы атомной энергетики. [c.18] Применяются в системе одноконтурной АЭС, на которой в радиоактивных условиях работает все оборудование электростанции. В корпусе реактора происходит парообразование, а замедляющие свойства пароводяной смеси меньше, чем воды. Поэтому требуемый объем замедлителя и соответственно размеры корпуса реактора увеличиваются. Так, для мощности 500 МВт диаметр корпуса PWR составляет 3910 мм и высота 13 470 мм, а для BWR эти значения равны соответственно 5410 мм и 18 360 мм. Но так как парогенераторы в системе одноконтурной АЭС отсутствуют, то собственно реакторный контур может быть размещен под защитной оболочкой практически тех же размеров, что и для PWR. В отечественной практике вместо BWR используются канальные реакторы с графитовым замедлителем — аббревиатура РБМК (реактор большой мощности канальный). Стоимость установленного киловатта мощности на одноконтурной АЭС с BWR меньше, чем на двухконтурной АЭС с PWR. Поэтому во многих странах применяются оба типа реакторов . [c.20] Реакторы типа PWR, BWR (и соответственно ВВЭР и РБМК) работают на тепловых нейтронах и требуют обогащения уранового топлива за счет изотопа (см. гл. 2). Газовый теплоноситель (СОг или Не) позволяет работать на природном уране. Как видно из табл. 3.2, с газовым теплоносителем работает некоторое число реакторов, использующих СОг,— это реакторы типа GGR (газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем) и более совершенные AGR того же типа. [c.21] Из табл. 3.2 видно также, что в основном используются реакторы на тепловых нейтронах с водным теплоносителем — PWR и BWR, причем первые по суммарной мощности составляют в капиталистических странах более 62%, а вторые — более 25% от общей установленной мощности, т. е. предпочтение отдается PWR в ряде стран вообще вводится только PWR. Суммарно PWR и BWR дают 87% мощности всех АЭС мира. [c.21] Как отмечалось, в мире в целом отдается предпочтение реакторам типа PWR. Это в значительной степени присуще и США суммарная мощность реакторов PWR составляет более 71,5% от общей мощности, установленной на АЭС США. [c.22] Второй блок АЭС Три-Майл-Айленд , на котором произошла авария, был введен в эксплуатацию в мае 1978 г., причем уже в начале эксплуатации наблюдались неполадки в работе блока. Однако владелец АЭС — Энергетическая компания Метрополитен Эдисон — пренебрегла этим. Кроме того, имеются сведения о большом количестве (сотнях) ежегодных отказов оборудования на АЭС США, причем некоторые из них были на грани аварии. Специалисты США связывают эти неполадки с низким качеством изготовления и монтажа реакторного оборудования, а также с недостаточной квалификацией персонала и недостаточным вниманием владельцев АЭС к вопросам безопасной работы. После аварии на Три-Майл-Айленд этим вопросам уделялось все большее внимание. [c.23] Вернуться к основной статье