Как устроен энергоблок: взгляд изнутри на сердце станции
26 апреля 1986 года произошла авария на Чернобыльской атомной электростанции (АЭС). Трагедия, которая поразила мир… Но сегодня в рубрике «Имени языка Эйнштейна» мы поговорим не о трагичных событиях, а о том, как работают атомные электростанции.
Представьте себе сооружение размером с несколько футбольных полей, внутри которого кипит жизнь атомов, выделяющих колоссальную энергию. Энергоблок — это автономная «фабрика электричества», где атомная энергия превращается в свет в наших домах. Сердце станции — реакторный зал с активной зоной, куда человеку без специальной подготовки, допуска и защитного снаряжения вход строго воспрещен.
Из каких помещений состоит АЭС
Современный энергоблок представляет собой сложный инженерный организм, где технологические помещения расположены в строгой логической последовательности, обеспечивающей безопасность и эффективность. Каждая зона имеет свой уровень допуска, специфическое оборудование и системы защиты.
Турбинный зал представляет собой обширное помещение высотой до 40 метров. Здесь расположены турбогенераторы — оборудование, преобразующее энергию пара в электричество. Пар под давлением вращает лопасти турбин, соединенных с генераторами. Шум работающего оборудования требует от персонала использования средств защиты слуха.
Реакторный зал расположен в отдельном здании с укрепленными стенами из железобетона. Конструкция рассчитана на сейсмическую устойчивость и защиту от внешних воздействий. Между реакторным и турбинным залами находятся промежуточные помещения, где установлены трубопроводы и насосы для циркуляции теплоносителя.
Блочный щит управления функционирует как центр контроля всего энергоблока. Это помещение с мониторами, панелями управления и индикаторами, где операторы контролируют тысячи параметров работы реактора, турбин и вспомогательного оборудования. Здесь поддерживается особый режим — строгая дисциплина, оптимальное освещение и климат.
Блочный пульт управления Кольской атомной электростанции. Источник: atomic-energy.ru
Бассейн выдержки отработавшего топлива представляет собой глубокий резервуар, заполненный борированной водой. Его глубина составляет около 14 метров. Здесь хранятся извлеченные из реактора тепловыделяющие сборки. Вода выполняет двойную функцию: охлаждает топливо и служит биологической защитой от излучения. Уровень радиации у поверхности воды бассейна сравним с естественным фоном.
Системы охлаждения включают несколько контуров. Первый контур, содержащий радиоактивный теплоноситель, циркулирует через активную зону реактора. Второй контур — нерадиоактивный, в нем вода превращается в пар для вращения турбин. Мощные насосы обеспечивают непрерывную циркуляцию воды в обоих контурах.
Электротехнические помещения содержат оборудование для преобразования и распределения электроэнергии: трансформаторы, распределительные устройства, системы релейной защиты. Здесь же располагаются аварийные дизель-генераторы, автоматически запускающиеся при потере внешнего электроснабжения.
Контрольно-пропускные пункты и инженерные барьеры формируют многоуровневую систему физической защиты. Для доступа в технологические помещения необходимо пройти несколько зон контроля, сменить обычную одежду на спецодежду, пройти дозиметрический контроль. Каждый вход и выход регистрируется электронной системой.
Реакторный зал — сердце станции
Специалист, входящий в реакторный зал, попадает в просторное помещение с высоким потолком. Под ним находится мостовой кран, способный перемещать грузы весом в десятки тонн. Сам реактор не виден напрямую — он находится в бетонной шахте и окружен биологической защитой. Над реактором расположена металлическая плита с каналами для технологических операций.
Корпус реактора типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — это вертикальный стальной цилиндр высотой около 11 метров, диаметром 4,5 метра и весом свыше 300 тонн. Стенки корпуса изготовлены из специальной стали толщиной до 20 см. Внутри корпуса находится активная зона, где размещены тепловыделяющие сборки с ядерным топливом.
Реактор окружен многослойной защитой. Первый барьер — оболочка тепловыделяющих элементов из циркониевого сплава. Второй — корпус реактора из высокопрочной стали. Третий — бетонная шахта толщиной несколько метров. Четвертый — герметичная защитная оболочка (контейнмент), способная выдержать внутреннее давление при аварии и предотвратить выход радиоактивных веществ в окружающую среду.
Схема реактора. Источник: wikipedia.org
Вокруг реактора проложена сеть трубопроводов, по которым циркулирует теплоноситель. Здесь же размещены главные циркуляционные насосы, компенсаторы давления, теплообменники. Тысячи датчиков контролируют температуру, давление, уровень теплоносителя, нейтронный поток и другие параметры. Данные в реальном времени поступают на компьютеры, которые фиксируют любые отклонения от нормальных значений.
Уровень радиации в реакторном зале при работающем реакторе достигает значений, несовместимых с жизнью. Поэтому все работы по техническому обслуживанию проводятся только при остановленном реакторе, после снижения радиационного фона до приемлемых значений. Персонал использует защитные костюмы, респираторы, получает индивидуальные дозиметры и работает по строгому регламенту, контролирующему время пребывания в зоне повышенной радиации.
Как рождается энергия
Процесс начинается с ядерного топлива, загруженного в активную зону реактора.
Основой ядерного топлива в большинстве современных реакторов выступает уран-235. Когда ядро этого изотопа поглощает нейтрон, оно становится нестабильным и распадается на два более легких ядра (осколка). Этот процесс называется делением. При делении выделяется огромное количество энергии и образуются новые нейтроны — от двух до трех на каждый акт деления. Эти нейтроны, в свою очередь, могут вызвать деление других ядер урана-235, что приводит к цепной реакции.
Излучение Вавилова — Черенкова в охлаждающей жидкости ядерного реактора Томского политехнического университета. Источник: vtomske.ru
Ядра-осколки, двигаясь с высокой скоростью, сталкиваются с соседними атомами, передавая им часть своей энергии. В результате множества таких столкновений кинетическая энергия осколков превращается в тепловую — топливо нагревается.
Для контроля цепной реакции используются регулирующие стержни, изготовленные из материалов, хорошо поглощающих нейтроны (бор, кадмий, гафний). Погружая стержни в активную зону или извлекая их, операторы могут регулировать интенсивность цепной реакции, поддерживая ее на нужном уровне. Это похоже на работу газового крана: открывая или закрывая его, мы регулируем интенсивность пламени.
Теплоноситель — обычно вода под давлением — циркулирует через активную зону реактора, отводя выделяющееся тепло. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) вода одновременно служит и замедлителем нейтронов. Так повышаются шансы на запуск ядерной реакции (ядро урана-235 легче поглощает медленный нейтрон — с низкой энергией). Нагретый теплоноситель первого контура передает тепло во второй контур через теплообменники (парогенераторы). Во втором контуре вода превращается в пар, который направляется на турбины. Такая двухконтурная схема необходима для радиационной безопасности: теплоноситель первого контура, контактирующий с ядерным топливом, становится радиоактивным и не должен покидать пределы защитной оболочки реактора.
В некоторых типах реакторов используются другие схемы. Например, в реакторах BWR (кипящий водяной реактор) пар образуется непосредственно в активной зоне и подается на турбину. В реакторах РБМК (реактор большой мощности канальный) используется графитовый замедлитель и кипящая вода в качестве теплоносителя.
Эффективность извлечения энергии в ядерном реакторе поражает воображение: при делении всех ядер в одном килограмме урана-235 выделяется энергия, как при сжигании примерно 2500 тонн угля.
Процесс извлечения энергии в реакторе непрерывно контролируется сотнями датчиков, отслеживающих нейтронный поток, температуру, давление и другие параметры. Автоматические системы безопасности готовы мгновенно остановить реактор при отклонении любого параметра от допустимых значений.
Что такое реакторы IV поколения
Современные энергоблоки оснащены реакторами III или III+ поколения, которые обладают улучшенными системами безопасности по сравнению с предшественниками. Однако уже ведутся разработки принципиально новых систем — реакторов IV поколения. Такие реакторы отличаются использованием инновационных теплоносителей, новых концепций топливного цикла и революционных подходов к обеспечению безопасности.
Основные преимущества таких реакторов: коэффициент полезного действия превышает 50 % (против 30-35 % у современных установок), возможность работать в замкнутом топливном цикле с минимизацией отходов, внедрение пассивных систем безопасности, которые срабатывают автоматически, без участия операторов и без электроснабжения. Реакторы IV поколения разделяют на несколько типов: натриевые, газоохлаждаемые и ториевые.
Натриевые реакторы (БН-800)
Россия уже эксплуатирует реактор, воплощающий некоторые принципы поколения IV — БН-800 на Белоярской АЭС. В отличие от традиционных реакторов, где используется вода, здесь теплоносителем служит жидкий натрий. Это позволяет нейтронам сохранять высокую энергию (они не замедляются, как в водной среде), что дает возможность эффективно использовать не только уран-235, но и уран-238, а также трансурановые элементы, которые в обычных реакторах становятся долгоживущими отходами.
Натрий обладает превосходными теплофизическими характеристиками: высокой теплопроводностью и большой теплоемкостью. Температура его кипения (около 900 °C) значительно превышает рабочую температуру в реакторе, что исключает возможность кризиса теплообмена. Однако натрий химически активен: вступает в бурную реакцию с воздухом и водой. Для предотвращения аварийных ситуаций система охлаждения делается трехконтурной, с промежуточным натриевым контуром, отделяющим радиоактивный натрий первого контура от воды третьего контура.
Газоохлаждаемые реакторы (GFR)
В газоохлаждаемых реакторах в качестве теплоносителя используется инертный газ — гелий или углекислый газ под давлением. Такие реакторы способны работать при очень высоких температурах — до 850 °C на выходе, что существенно увеличивает термодинамический КПД цикла. Кроме того, высокотемпературное тепло можно использовать не только для производства электроэнергии, но и для технологических процессов, например, производства водорода методом термохимического разложения воды или опреснения морской воды.
Конструкция газоохлаждаемых реакторов компактнее, чем у реакторов с жидким теплоносителем. Топливо в них часто размещается в шаровых элементах, покрытых несколькими слоями защитных материалов, что обеспечивает удержание продуктов деления даже при экстремальных условиях. Экспериментальные образцы таких реакторов уже работают в Китае и Японии.
Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GFR). Источник: wikipedia.org
Ториевые реакторы
Торий-232 — элемент, запасы которого в земной коре в 3–4 раза превышают запасы урана. Сам по себе торий не делится, но при облучении нейтронами превращается в уран-233 — уже знакомое ядерное топливо. Ториевый топливный цикл позволяет создавать значительно меньше долгоживущих трансурановых отходов по сравнению с урановым.
Технологии работы с торием сложнее урановых, что пока сдерживает их развитие. Кроме того, образующийся в ториевом цикле уран-233 теоретически можно использовать для создания ядерного оружия, что вызывает обеспокоенность с точки зрения нераспространения. Тем не менее, Индия, обладающая крупными запасами тория, активно развивает это направление и планирует в будущем перейти на ториевый топливный цикл.
Фото на обложке: сериал «Чернобыль» (2019), kinopoisk.ru
Еще почитать по теме
