Преобразование энергии на АЭС Ядерные реакции Основы физики реактора Конструкция реактора РБМК-1000 Трубопроводы атомной электростанции Насосы Турбина реакторной установки Сепаратор-пароперегреватель

Атомная Энергетика России - 50 прошедших лет


     Атомная энергетика страны - это 30 действующих энергоблоков на территории России. Первая атомная электростанция была построена под руководством академика Игоря Васильевича Курчатова. 27 июня 1954 года в г. Обнинске была введена в эксплуатацию и включена в сеть Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 тыс. кВт.
     В 1954 году прорабатывались два направления двухцелевых реакторов, которые могли бы сочетать выработку электроэнергии и наработку оружейного плутония: уран-графитовый типа РБМК (реактор большой мощности канальный) и корпусной типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Реальное развитие пошло по пути реализации производства плутония.
     Первый двухцелевой реактор ЭИ-2 был создан в 1954 - 1958 годах на Сибирской атомной станции в Томске-7 и пущен в эксплуатацию в декабре 1958 года. Сибирская АЭС стала второй АЭС России. Мощность ее вначале была 100 МВт, а затем доведена до 600 МВт. В 1961 году в Томске-7 был введен в эксплуатацию реактор АДЭ-3, производивший плутоний, электроэнергию и тепло, а 25 декабря 1963 года - реактор АДЭ-4.
     14 июля 1961 года в Красноярске-26 был введен в эксплуатацию реактор АДЭ-1. Этот реактор стал третьей АЭС России.
     В 1958 году было развернуто строительство четвертой атомной станции России - Белоярской АЭС. 26 апреля 1964 года она была включена в сеть. На Белоярской АЭС был установлен усовершенствованный реактор Первой АЭС с перегревом пара в активной зоне. Первый энергоблок станции был построен по принципу уран-графитовых реакторов с тепловой мощностью 285 тыс. кВт и электрической - 100 тыс. кВт. Температура воды на выходе из реактора - 300 °С, в пароперегревательных каналах вода и пар нагревались до температуры 510 °С. Реактор был построен по принципу конструкции без корпуса с высоким тепловым КПД энергоблока.
     Второй энергоблок Белоярской АЭС имел одноконтурную схему без испарителя. Благодаря пароперегревателям он выдавал пар с повышенными температурой и давлением и имел высокий КПД. В 1966 году Белоярская АЭС была передана в эксплуатацию Минэнерго СССР.
     Третий энергоблок Белоярской АЭС - реактор на быстрых нейтронах БН-600. Строительство реактора началось в 1968 году, и он был пущен 8 апреля 1980 года. Тепловая мощность составляла 1 470 МВт, электрическая - 600 МВт.
     Работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах начались в России еще в 1950 году до пуска Первой АЭС. Экспериментальные быстрые реакторы БР-1 (пущен в 1955 году), БР-2, БР-3 и БР-5 (пущены в 1959 году) были построены в г. Обнинске. Реактор БОР-60 был построен в 1968 году в г. Димитровграде. Все эти реакторы были разработаны в Физико-энергетическом институте в г. Обнинске и явились прототипами реактора БН-350, построенного в г. Шевченко в 1973 году.
     Реактор БН-350 имел тепловую мощность 1 000 МВт, электрическую - 350 МВт (или 150 МВт электрической мощности и 120 тыс. т опресненной воды в сутки). Температура натрия на выходе из реакторов БН-350 и БН-600 равна 500 °С. что обеспечивало высокий КПД теплового цикла. Так же как и реакторы БОР-60 и БН-350, реактор БН-600 имеет трехконтурную схему охлаждения: натрий -натрий - вода. Число топливных сборок активной зоны реактора составляет 370.
     Успешный опыт эксплуатации реакторов по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя на Белоярской АЭС (энергоблоки 1 и 2), удовлетворительная работа промышленных атомных реакторов в Томске-7 и Красноярске-26, построенных по аналогичной схеме, позволили создать большой энергетический реактор типа РБМК. К этому времени мировой и отечественный опыт свидетельствовал о том, что атомные станции можно эксплуатировать безопасно.
Пятой атомной станцией России стала Нововоронежская АЭС.
     Начало работ Лаборатории № 2 над проектом водо-водяного корпусного реактора относится к 1951 году. Первый энергоблок Нововоронежской АЭС проектной мощностью 210 тыс. кВт был пущен в сентябре 1964 года. Это был водо-водяной реактор нового корпусного типа тепловой мощностью 760 тыс. кВт. Реактор был размещен в цилиндрическом стальном корпусе с толщиной стенок 100 мм, диаметром 3,8 м и высотой 11,2 м.
     Нововоронежская АЭС стала полигоном для опробования новых корпусных реакторов. В декабре 1969 года там же был введен в эксплуатацию второй энергоблок мощностью 365 МВт. Размеры активной зоны были оставлены без изменений. В активной зоне реактора 348 кассет. В декабре 1971 года был пущен третий энергоблок мощностью 440 МВт с реактором В-230 тепловой мощностью 1 370 МВт. Реакторы этого типа стали широко внедряться в России и за рубежом.
     Следующей модификацией реакторе был проект В-213. Это был шаг вперед в отношении безопасности атомной станции. Конструкция здания предусматривала размещение специальных поглотителей пара на случай разрыва главного трубопровода первого контура. Для каждого реактора ВВЭР-440 были предусмотрены две турбины мощностью по 220 МВт.
     АЭС с реакторами BBЭP-440 были построены в Болгарии, ГДР, Венгрии, Финляндии, ЧССР, строились на Кубе.
     Четвертый энергоблок Нововоронежской АЭС также мощностью 440 МВт был введен в эксплуатацию в 1972 году, пятый энергоблок электрической мощностью 1 000 МВт был сдан в 1979 году. Он был первым из очередной серии реакторов В-ЗЗ8. Этот реактор комплектовался уже одной турбиной.
Шестая атомная станция России - Димитровградская АЭС.
     Реактор БОР-60, строительство которого было начато в 1965 году, был пущен в 1968 году в Научно-исследовательском институте атомных реакторов, Вначале это была экспериментальная АЭС с реактором на быстрых нейтронах тепловой мощностью 60 МВт, электрической - 12 МВт, и станция постепенно превратилась в постоянный источник электроэнергии и тепла для института и города. В качестве теплоносителя в реакторе использовался натрий, температура которого на выходе из реактора равнялась 600 °C. Топливом служил обогащенный до 90% уран в количестве 150 кг.
     Станция была прототипом станций с реакторами на быстрых нейтронах БН-350 в г. Шевченко и БН-600 Белоярской АЭС, имела два контура натрия и внешний контур воды. В тепловой схеме реактора БОР-60 два парогенератора разных типов и две турбины.
Седьмой атомной станцией России стала Кольская АЭС.

     На станции четыре реактора ВВЭР-440, из которых два проекта В-230 и два проекта В-213. Первый энергоблок Кольской АЭС был пущен 29 июня 1973 года, второй - 9 декабря 1974 года, третий - 24 марта 1981 года и четвертый - 11 октября 1984 года.
Восьмая атомная станция России - Ленинградская АЭС.
     Станция имеет четыре энергоблока типа РБМК электрической мощностью по 1 000 МВт. Первый блок был пущен в декабре 1973 года, второй в конце 1975 года, третий - в 1979 году, четвертый - в 1981 году. Реакторы типа РБМК работают каждый на два турбогенератора с турбиной К-500-65 мощностью по 500 МВт. Тепловая мощность реактора типа РБМК составляет 3 200 МВт. Реакторы этого типа имеют сравнительно низкий КПД.
     Реакторы РБМК Ленинградской АЭС начали проектироваться по двухцелевому назначению с 1963 года для производства плутония и электроэнергии, но в 1967 году задание и проект реактора Ленинградской АЭС были скорректированы, и реактор РБМК приобрел только энергетическое назначение.
     Реактор имеет 1 700 каналов с кассетами. В канале размещено по 2 кассеты, в каждой из которых по 18 тепловыделяющих элементов.
     После Ленинградской АЭС реакторы РБМК были использованы для Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС.
Девятая атомная станция России - Билибинская АЭС.

     Станция расположена в Чукотском автономном округе и состоит из четырех энергоблоков, работающих по схеме атомной теплоэлектроцентрали, снабжающих электроэнергией и теплом большой район. Тепловая мощность станции 62 МВт, общая электрическая мощность 48 МВт, электрическая мощность одного блока, реактор которого имеет 273 рабочих канала, составляет 12 МВт. Все четыре реактора расположены в одном здании. Ядерное топливо реакторов Билибинской АЭС аналогично топливу реактора Первой АЭС. Уран-графитовый реактор имеет цилиндрическую форму, диаметр 4,1 м и высоту 3 м. Применена одноконтурная схема движения теплоносителя.
     Пуск первого энергоблока осуществлен 12 января 1974 года, второго - 30 декабря 1974 года, третьего - 22 декабря 1975 года и четвертого - 27 декабря 1976 года.
Десятая атомная станция России - Курская АЭС.
     Станция имеет четыре энергоблока РБМК-1000, как и Ленинградская АЭС. Первый энергоблок введен в эксплуатацию 19 декабря 1976 года, второй - 28 января 1979 года, третий - 17 октября 1983 года и четвертый - 2 декабря 1985 года. В стадии строительства находится пятый энергоблок повышенной безопасности.
Одиннадцатой атомной станцией России стала Смоленская АЭС.
     На станции три реактора РБМК-1000. Первый блок введен в эксплуатацию 9 декабря 1982 года, второй - 31 мая 1985 года, третий - 17 января 1990 года. Готовность четвертого блока мощностью 1 500 МВт составляет 50%.
Двенадцатая атомная станция России - Калининская АЭС.
     На станции два энергоблока с реакторами ВВЭР-1000, один - с реактором проекта В-ЗЗ8, другой - В-320. Первый блок введен в эксплуатацию 9 мая 1984 года, второй - 3 декабря 1986 года. В стадии строительства (готовность 80%) находится третий блок.
Тринадцатая атомная станция России - Балаковская АЭС.
     Станция имеет четыре реактора ВВЭР-1000, все реакторы проекта В-320. Это новейшая из атомных станций России. Первый энергоблок введен в эксплуатацию 28 декабря 1985 года, второй - 8 октября 1987 года, третий - 24 декабря 1988 года и четвертый - 15 мая 1994 года.
Четырнадцатой атомной станцией России стала Волгодонская АЭС.

     На станции один реактор ВВЭР-1000 проекта В-320. Это самая молодая атомная станция России. Первый энергоблок введен в эксплуатацию 30 марта 2001 года.
     Разработками конструкций реакторов и проектов атомных станций занимались ОКБ "Гидропресс" (г. Подольск), Научно-исследовательский институт энерготехники (НИКИЭТ, г. Москва), Физико-энергетический институт (г. Обнинск). ГСПИ-11 (г. Санкт-Петербург) и два проектных института Минэнерго - Атомэнергопроект (Теплоэнергопроект) с его периферийными филиалами и Гидропроект (г. Москва), а государственный
надзор за проектными работами, строительством и эксплуатацией станций выполнял Государственный комитет по надзору "Атомэнергонадзор".
     Все действующие атомные станции в России (кроме Первой АЭС в г. Обнинске, Сибирской в Томске-7, Красноярской-26 и Димитровградской) имеют общую мощность 22 242 МВт, включают 30 энергоблоков, в том числе 14 энергоблоков с корпусными реакторами типа ВВЭР (из них 8 блоков с ВВЭР-1000 и 6 блоков с ВВЭР-440), 15 энергоблоков с уран-графитовыми канальными реакторами (из них 11 блоков с РБМК-1000 и 4 блока с реакторами ЭГП-6) и 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600, Энергоблоки с водо-водяными реакторами имеют 6 модификаций (среди них - 4 блока первого поколения, 5 блоков второго и 5 блоков третьего поколений). Среди энергоблоков с канальными реакторами - 8 блоков первого поколения, 6 блоков второго и 1 блок третьего поколений.
     В последнее пятилетие атомная энергетика вырабатывала в среднем 12% от общего объема производства электроэнергии в России, в Центре страны (включая Москву) - 25%, на Северо-западе Центрального района - 50%, на Кольском полуострове - 70%, в Центрально-Черноземном районе - 80%, на Северо-западе Чукотского автономного округа - 60%, а также 40% от доли поставки Россией электроэнергии на экспорт.
     В планах работ по пуску новых энергоблоков на период до 2005 года предусматривается введение в эксплуатацию третьего энергоблока Калининской АЭС и пятого энергоблока Курской АЭС.


Атомные станции с реакторами РБМК 1000