История развития Атомной энергетики

История развития Атомной энергетики

В 1932 году немецкий физик В. Гейзенберг и советский физик Д.Д. Иваненко предложили протонно-нейтронную модель атомного ядра. Согласно этой модели, атомные ядра состоят из элементарных частиц – протонов и нейтронов.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Наиболее часто на АЭС применялись 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определялся главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строились главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получали водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применялись в Англии. В атомной энергетике Канады преобладали АЭС с тяжеловодными реакторами.

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружали биологической защитой, основным материалом для которой служил бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно было быть полностью герметичным. Оборудование реакторного контура обычно устанавливали в герметичных боксах, которые были отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживались. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляли из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы были предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следила служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) предусматривали быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имела автономные источники питания.

Оборудование машинного зала АЭС было аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительной особенностью большинства АЭС было использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливали сепарирующие устройства. Иногда было необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно было полностью исключать возможность утечки теплоносителя.

Экономичность АЭС определялась её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС, удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижались более резко, чем это имело место для ТЭС. В этом заключалась главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30—40% (на ТЭС 60—70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности — в труднодоступных или отдалённых районах. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС расходовалась на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС использовались также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР, сейчас Казахстан) электрической мощностью 150 Мвт была рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых на то время стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 была доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигла 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществлялась широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948—49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объяснялось стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Велись исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружались и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980—2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.