Принцип работы АЭС

Первая в мире атомная электростанция была введена 27 июня 1954 г. в Советском Союзе в г. Обнинске. За четверть века атомная энергетика прошла путь от первой АЭС мощностью 5 МВт до крупнейших атомных электростанций с энергоблоками единичной мощностью по 1000 МВт. Быстрое развитие ядерной энергетики стало возможным благодаря большому размаху работ по ядерной физике, созданию и освоению ядерных реакторов, строительству предприятий по выпуску оборудования для АЭС. Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую очередь природе открытого в 1932г. нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода.
Современная ядерная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана – 235 или получаемых искусственным путем изотопа урана – 233 и плутония – 239. Природный уран содержит 99,28% урана – 238; 0,71% урана – 235; 0,006% урана – 233.
Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов состоит в том, что при присоединении нейтрона к ядру образуется возбужденное ядро, которое может оказаться столь неустойчивым, что распадается на два осколка – ядра более легких элементов – с испусканием двух или трех новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Каждый из испускаемых при делении ядер нейтронов обладает значительной энергией (2 МэВ), достаточной для деления всех изотопов урана (233U,235U,238U), а так же 232Th и 239Pu . Осколки деления – изотопы элементов, расположенных в средней части периодической системы Менделеева. Энергия, выделяющаяся при делении ядра 235U , составляет приблизительно 195 МэВ; 90% ее представляет кинетическая энергия осколков, которая в результате их многократного столкновения с соседними атомами переходит в тепловую энергию. Остальная часть энергии приходиться на нейтроны, β- частицы и γ– кванты, появляющиеся при делении ядра. В результате взаимодействия этих частиц с окружающей средой их энергия тоже переходит в тепловую.
На атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерном энергетическом реакторе. Различают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах. В ядерной энергетики наиболее освоены и широко используются реакторы первого типа, где деление происходит под действием тепловых нейтронов.
Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рис. 1) являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, образующий так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионно-устойчивую защитную трубку – оболочку из специальных сплавов. Ядерное топливо – двуокись урана UO2 . Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющий таким образом теплосъем из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и тоже вещество, например, обычная или тяжелая вода. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону. Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных излучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Роль защиты в реакторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Между корпусом и биологической защитой предусматривается слой тепловой защиты для восприятия радиационных тепловыделений. Толщина бетонной защиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоактивные излучения не превышали установленных норм.
При работе реактора по мере выгорания топлива, компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны, и таким образом реактор непрерывно поддерживается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т. е. поддержания ее на заданном уровне.

Специальная трубопроводная арматура для АЭС для установки на действующих, модернизируемых и строящихся блоках атомных электростанций: клиновые задвижки с условным диаметром прохода от 80 до 800 мм высоких параметров (Рр от 5,5 до 24,5 МПа) и низких параметров (Рр от 1,1 до 4,0 МПа) и затворы обратные с условным диаметром прохода от 100 до 600 мм, рассчитанные на работу в диапазоне давлений от 5,5 до 20,0 МПа.