АЭС России

Введение

На сегодняшний день в нашей стране эксплуатируется 10 атомных электростанций (в общей сложности 33 энергоблока установленной мощностью 25,2 ГВт), которые вырабатывают около 16% всего производимого электричества. При этом в Европейской части России доля атомной энергетики достигает 30%, а на Северо-Западе — 37%. Организационно все АЭС являются филиалами ОАО «Концерн «Росэнергоатом» (входит в состав подконтрольного Госкорпорации «Росатом» ОАО «Атомэнергопром»), который является второй в Европе энергетической компанией по объему атомной генерации, уступая лишь французской EDF, и первой по объему генерации внутри страны.

АЭС России вносят заметный вклад в борьбу с глобальным потеплением. Благодаря их работе ежегодно предотвращается выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. Всего же мировая атомная энергетика предотвращает образование 3,4 млрд тонн СО2: около 900 млн тонн в США, 1,2 млрд тонн — в Европе, 440 млн тонн — в Японии, 90 млн тонн — в Китае.

Приоритетом эксплуатации АЭС является безопасность. С 2004 года на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемых по международной шкале ИНЕС выше нулевого (минимального) уровня. Неуклонно сокращается число внеплановых отключений АЭС от сети и внеплановых остановов работы реакторов — по этому показателю Росэнергоатом занимает второе место в мире, опережая США, Англию и Францию. Радиационный фон в районах расположения АЭС не превышает установленных норм и соответствует природным значениям, характерным для соответствующих местностей.

Атомные электростанции России В России сейчас девять атомных электростанций, и все они работают. Восемь из них входят в систему «Росэнергоатома», одна (Ленинградская АЭС) — самостоятельная эксплуатирующая организация.

В «Росэнергоатом» входят следующие АЭС:

Балаковская (г. Балаково, Саратовской области — четыре реактора);

Hововоронежская (г. Нововоронеж, Воронежской области — три реактора);

Курская (г. Курчатов, Курской области — четыре реактора);

Смоленская (г. Десногорск, Смоленской области — три реактора);

Калининская (г. Удомля, Тверской области — два реактора);

Кольская (г. Полярные Зори, Мурманской области — четыре реактора);

Белоярская (г. Заречный, Свердловской области — один реактор);

Билибинская (поселок Билибино, Магаданской области — четыре реактора).

Обнинская АЭС в Калужской области не является промышленной и работает как опытная станция научного центра.

Балаковская АЭС Расположение: Саратовская область Суммарная мощность 4 блоков: 4000 МВт Балаковская АЭС — крупнейший в России производитель электроэнергии. Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт. час электроэнергии (больше, чем любая другая атомная, тепловая и гидроэлектростанция страны). Балаковская АЭС обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и пятую часть выработки всех атомных станций страны. Ее электроэнергией надежно обеспечиваются потребители Поволжья (76% поставляемой ею электроэнергии), Центра (13%), Урала (8%) и Сибири (3%). Электроэнергия Балаковской АЭС — самая дешевая среди всех АЭС и тепловых электростанций России. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) на Балаковской АЭС составляет более 80 процентов.

Балаковская АЭС — признанный лидер атомной энергетики России, она неоднократно удостаивалась звания «Лучшая АЭС России» (по итогам работы в 1995, 1999, 2000, 2003, 2005, 2006 и 2007 гг.). С 2002 г. Балаковская атомная станция имеет статус филиала ОАО «Концерн Энергоатом» (до акционирования ФГУП концерн «Росэнергоатом») Федерального агентства (до марта 2004 г. — Министерства РФ) по атомной энергии.

Главным в деятельности руководства АЭС является обеспечение и повышение безопасности при эксплуатации, защита окружающей среды от влияния технологического процесса, снижение издержек при производстве электроэнергии, улучшение социальной защищенности персонала, увеличение вклада станции в социально-экономическое развитие региона.

Белоярская АЭС Расположение: Свердловская область, г. Заречный Суммарная мощность 1 блока: 600 МВт Белоярская АЭС им. И. В. Курчатова — первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале.

На Белоярской АЭС сооружены три энергоблока: два — с реакторами на тепловых нейтронах и один — с реактором на быстрых нейтронах.

Энергоблок 1 с реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт остановлен в 1981 г., энергоблок 2 с реактором АМБ-200 мощностью 200 МВт остановлен 1989 г. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами.

В настоящее время эксплуатируется третий энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС Расположение: Чукотский АО г. Билибино Суммарная мощность 3 блоков: 48 МВт Билибинская АЭС является центральным звеном в Чаун — Билибинском энергоузле и связана ВЛ-110 кВ с Чаунской ТЭЦ (г. Певек) и подстанцией «Черский» (п. Зеленый Мыс). Кроме этих ВЛ имеется сеть ВЛ-35 кВ, через которые обеспечивается электроснабжение местных потребителей. Станция вырабатывает как электрическую, так и тепловую энергию, которая поступает на теплоснабжение города Билибино. Билибинская АЭС — первая за полярным кругом и единственная в зоне вечной мерзлоты атомная электростанция. В 2005 году станция работала на 35% установленной мощности, в 2006 году — 32,5%.

Источником хозяйственно — питьевого и технического водоснабжения Билибинской АЭС является водохранилище на ручье Бол. Поннеурген, находящееся в трех километрах к востоку от промплощадки. Водохранилище обеспечивает потребности в воде промплощадки, г. Билибино и других объектов АЭС и удерживается грунтовой плотиной.

Ростовская (Волгодонская) АЭС Расположение: Ростовская область, г. Волгодонск Суммарная мощность 4 блоков: 4000 МВт Первый камень на строительной площадке Волгодонской АЭС был заложен 28 октября 1977 года. Полномасштабное строительство станции, первоначально называвшейся Волгодонской, началось в 1979 году после тщательного изучения семи возможных площадок размещения.

Для установки на Ростовской АЭС выбран водо-водяной энергетический реактор корпусного типа ВВЭР-1000. Реакторы этого типа являются одними из самых безопасных и широко применяются на АЭС России и Украины — в течении многих лет они надежно работают на Балаковской (4 блока), Нововоронежской (1 блок), Калининской (1 блок), Запорожской (6 блоков), Южно-Украинской (1 блок), Хмельницкой (2 блока) и Ровенской (1 блок) АЭС, доказав свою безопасность и эффективность. Российские реакторы ВВЭР-1000 установлены также на действующей АЭС Козлодуй (Болгария, 2 блока) и строящейся АЭС Темелин (Чехия, 2 блока). Реакторы аналогичного типа используются на большинстве АЭС мира.

В процессе сооружения Ростовской АЭС неоднократно проводились проверки хода ее строительства, документально подтверждающие качество выполненных работ.

На волне известных послечернобыльских настроений Ростовский областной Совет народных депутатов в июне 1990 г. принял решение, в котором записано: «…считать строительство АЭС на территории Ростовской области на современном этапе недопустимым» .

На основании решения областного Совета строительство Ростовской АЭС было приостановлено протоколом совещания у Председателя Совета Министров РСФСР Силаева И. С. и Зам. Председателя Совета Министров СССР Рябева Л. Д. 29 августа 1990 года. В этом же протоколе Госкомприроде было предписано обеспечить проведение экологической экспертизы проекта и построенных объектов Ростовской АЭС в соответствии с постановлением Верховного Совета СССР.

Во исполнение этого решения был разработан дополнительный раздел проекта Ростовской АЭС по экологической безопасности станции — «Оценка воздействия РосАЭС на окружающую среду (ОВОС)», который был передан в 1992 г. в Министерство экологии и природных ресурсов РФ для проведения Государственной экологической экспертизы.

На основании всестороннего анализа проектных и других материалов Государственная экологическая экспертная комиссия пришла к заключению об экологической безопасности Ростовской АЭС. Положительное заключение Госэкспертизы является законным основанием для возобновления строительства станции. 21-го июля 1998 года это было признано Постановлением Законодательного Собрания Ростовской области. В настоящее время 1-ый и 2-ой энергоблоки Ростовской АЭС намечены к пуску в соответствии с утвержденной Правительством РФ в июле 1998 года «Программой развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998;2005 гг. и на период до 2010 года.

Калининская АЭС Расположение: Тверская область, г. Удомля Суммарная мощность 3 блоков: 3000 МВт В середине 70-х годов XX века, когда в тихой патриархальной Удомле приступили к строительству атомной станции, началось и бурное развитие города. В 1981 году поселок становится городом районного, а в 1986 областного подчинения.

За 30 лет строительства и эксплуатации КАЭС среди живописных озер и лесов построен современный город: с развитой инфраструктурой, системой образования и медицинского обслуживания, сетью культурных и просветительских учреждений, отличной базой для занятий физкультурой и спортом, хорошими условиями для развития малого и среднего бизнеса.

Калининская атомная станция обеспечивает электроэнергией крупнейшие регионы центральной части России. За 22 года работы станция выработала свыше 250 миллиардов кВтч электроэнергии.

Удельный вес электроэнергии, выработанной на КАЭС, составляет около 60 процентов от общего ее производства в Тверской области. 25 процентов товарной продукции, производимой в области, приходится на долю Калининской АЭС.

Строительство второй очереди Калининской АЭС, в составе которой энергоблоки № 3 и № 4 с реактором ВВЭР-1000, началось в 1984 году.

Кольская АЭС Расположение: Мурманская область, г. Полярные Зори Суммарная мощность 4 блоков: 1760 МВт История строительства Кольской АЭС началась в 60-е годы двадцатого века. Бурное развитие промышленности региона требовало дополнительных энергетических ресурсов. Кольский полуостров не имел других источников электроэнергии, кроме гидроресурсов, которые практически полностью были уже задействованы. Было принято решение о строительстве первой в Заполярье атомной электростанции.

В ходе изыскательских работ в 1963 году на берегу озера Имандра была выбрана площадка под строительство АЭС. 1967 год — Госстрой СССР утвердил проектное задание на строительство Кольской АЭС. 18 мая 1969 г. первый кубометр бетона был уложен в основание станции. В 1968 году директором строящейся станции назначен Александр Романович Белов — кандидат технических наук, трижды лауреат Государственной премии СССР, руководитель, имевший за плечами большой хозяйственный опыт. В должность начальника Строительного Управления вступил Александр Степанович Андрушечко.

Напряженная и слаженная работа всего коллектива строителей, монтажников, наладчиков и эксплуатационников увенчалась успехом: 29 июня 1973 года состоялся пуск первого энергоблока Кольской атомной электростанции.

В год своего пуска станция выработала 1 миллиард кВтЧч электроэнергии.

Строительство энергоблоков продолжалось стремительными темпами. 8 декабря 1974 г. пущен второй энергоблок, 24 марта 1981 г. — третий и 11 октября 1984 г. — четвертый.

На сегодняшний день основным поставщиком электроэнергии для Мурманской области и Карелии является Кольская атомная электростанция. АЭС находится в 200 километрах к югу от Мурманска на берегу озера Имандра, одного из самых больших и живописных озер Севера Европы. В настоящее время на станции эксплуатируются 4 энергоблока мощностью 440 МВт каждый, что составляет около 50% всей установленной мощности региона. За год станция может вырабатывать более 12 миллиардов киловатт-часов электроэнергии.

Курская АЭС Расположение: Курская область г. Курчатов Суммарная мощность 4 блоков: 4000 МВт Курская атомная станция расположена в 40 километрах к западу от города Курска, на берегу реки Сейм. В 3 км от станции находится г. Курчатов.

Решение о строительстве Курской атомной станции было принято в середине 60-х годов. Начало строительства — 1971 год. Необходимость строительства была вызвана быстро развивающимся промышленно-экономическим комплексом Курской Магнитной Аномалии (Старо-Оскольского и Михайловского горно-обогатительных комбинатов и других промышленных предприятий региона). Генеральный проектан: Московковское отделение «Атомэнергопроект». Главный конструктор реактора: Институт НИКИЭТ, г. Мо-сква. Научные руководители: Российский научный центр «Курчатовский институт». Строительство 1-й и 2-й очередей выполнено Управлением строительства Курской атомной станции (ныне ООО «Объединение Курскатомэнергострой»).

Курская атомная станция — станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Для охлаждения отработавшего пара в конденсаторах турбин используется вода пруда-охладителя. Площадь зеркала водоема — 21,5 км 2.

В составе двух действующих очередей Курской атомной станции эксплуатируются 4 энергоблока РБМК-1000 (1−4 энергоблоки), строится 3-я очередь.

Установленная мощность каждого энергоблока 1 000 МВт (электрических). Энергоблоки сданы в эксплуатацию: 1-й энергоблок — в 1976 году, 2-й — в 1979 году, 3-й — в 1983 году, 4-й — в 1985 году.

Курская атомная станция входит в первую тройку равных по мощности атомных станций страны, а по объему вырабатываемой электроэнергии — в первую четверку электростанций России всех типов, включающую, помимо Балаковской и Ленинградской атомных станций, Саяно-Шушенскую ГЭС.

Курская атомная станция является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основной потребитель — энергосистема «Центр», которая охватывает 19 областей ЦФО. Доля Курской атомной станции в установленной мощности всех электростанций Черноземья составляет 52%. Она обеспечивает электроэнергией 90% промышленных предприятий Курской области.

Ленинградскя АЭС Расположение: Ленинградская область г. Сосновый Бор Суммарная мощность 4 блоков: 4000 МВт Станция включает в себя 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый, 1-ый и 2-ой энергоблоки (первая очередь) расположены приблизительно в 5 км к юго-западу от города Сосновый Бор, 3-ий и 4-ый энергоблоки (вторая очередь) находятся на два километра западнее.

О грандиозности этого сооружения можно судить по тому, что строительный объем только одного главного корпуса первой очереди станции составляет 1 200 000 м 3, высота реакторного блока достигает 56 м, а протяженность главного фасада — более 400 м.

Из истории Ленинградской АЭС: Ленинградская АЭС была заложена 6 июля 1967 г. 23 декабря 1973 г. члены Государственной приемная комиссия приняла первый энергоблок в эксплуатацию. В 1975 году был пущен второй блок Ленинградской АЭС и начато строительство второй очереди станции. Работы по сооружению второй очереди начались 10 мая 1975 г. Первые монтажные работы на третьем блоке были начаты 1 февраля 1977 г.

Каждый энергоблок станции включает в себя следующее основное оборудование:

— реактор РБМК с контуром циркуляции и вспомогательными системами;

— 2 турбоустановки типа К-500−65/3000 с паровым и конденсатно-питательным трактом;

— 2 генератора типа ТВВ-500−2. .

Реактор и его вспомогательные системы размещены в отдельных корпусах. Машинный зал является общим на 2 энергоблока. Вспомогательные цеха и системы для двух энергоблоков являются общими и территориально расположены вблизи каждой из очередей (2 энергоблока) станции.

Нововоронежскя АЭС Расположение: Воронежская область г. Нововоронеж Суммарная мощность 3 блоков: 1880 МВт Решение о строительстве атомной станции было принято в мае 1957 года.

Сентябрь 1964 г. — энергетический пуск блока;

Декабрь 1964 г. — доведение мощности блока до проектной (210 МВт);

Январь 1966 г. — освоение повышенного уровня мощности (240 МВт);

Декабрь 1969 г. — опробование и работа энергоблока на мощности до 280 МВт.

На основании имеющегося опыта эксплуатации техническая политика администрации Нововоронежской АЭС длительное время была связана с вопросами модернизации и реконструкции 3 и 4 блоков, срок проектной эксплуатации также подходил к завершению. Благодаря большой работе по модернизации систем и оборудования, направленных на повышение безопасности, Минатомом России в 2001;2002 гг. было принято решение о продлении сроков эксплуатации 3 и 4 блоков в течение 15 лет.

Смоленскя АЭС Расположение: Смоленская область г. Десногорск Суммарная мощность 3 блоков: 3000 МВт Ежегодно в энергосистему станция выдает, в среднем, 20 млрд кВт*часов электроэнергии, что составляет 13% электроэнергии, вырабатываемой десятью атомными станциями страны.

В промышленной эксплуатации на САЭС находится три энергоблока с уран-графитовыми канальными реакторами РБМК-1000 второго и третьего поколения.

Первый энергоблок был введен в эксплуатацию в 1982 году, второй — в 1985 году, третий — в 1990 году.

Электрическая мощность каждого энергоблока — 1000 МВт, тепловая 3200 МВт.

В 2007 году Смоленская атомная станция первой среди АЭС России получила международный сертификат соответствия системы менеджмента качества стандарту ISO 9001:2000.

Что представляет из себя АЭС Атомная станция в любой стране обычно представляет собой комплекс зданий, в которых размещено соответствующее технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нем размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона. Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты — для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал: парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции. На территории находятся также корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива, административные здания. Кроме того, станции комплектуются, как правило, какими-то элементами оборотной системы охлаждения — градирнями (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (это либо естественный водоем, либо искусственно созданный) или брызгальными бассейнами (большие бассейны с разбрызгивающими устройствами).

Как работает АЭС На рисунке 1 представлена схема работы АЭС. На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая — в механическую, механическая — в электрическую.

Рис. 1. Схема работы АЭС На деле это выглядит так. Основой станции является реактор — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами, в результате выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. В качестве теплоносителя чаще всего используются вода, а в реакторах на быстрых нейтронах — расплавы металлов (например, натрия в реакторе БН-600). Так осуществляется самое сложное превращение: ядерной энергии — в тепловую.

Тепло, отбираемое теплоносителем в активной зоне реактора, используется для получения водяного пара, вращающего турбину электрогенератора. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям. Так протекают второе и третье преобразования. Затем пар охлаждается, и водный конденсат вновь возвращается в реактор — на повторное использование.

Какие типы реакторов бывают и в чем разница В России эксплуатируется два типа реакторов. Для одноконтурной АЭС (реакторы РБМК, то есть «реактор большой мощности канальный») теплоноситель — паровая смесь — образуется в самом реакторе, разделяется на воду, которая возвращается в контур принудительной циркуляцией, и пар, который направляется затем на турбину. Поэтому для одноконтурной АЭС нет четкого разделения на первый и второй контуры, и всё оборудование станции радиоактивно, хотя и в разной степени. Если контур теплоносителя (вода) и рабочего тела (пара) разделены, то такие АЭС называются двухконтурными. Пример — реакторы ВВЭР («водо-водяной энергетический реактор»), их на российских АЭС больше всего.

У всех реакторов — собственное топливо и другие особенности. На станциях с реакторами РБМК сам реактор представляет собой графитовую кладку (графит выполняет функцию замедлителя нейтронов), в которой расположены технологические каналы с ядерным топливом. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения. В барабан-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбину, то есть на турбину поступает пар, образующийся при кипении воды в активной зоне реактора. После охлаждения в конденсаторе пар конденсируется, и вода с помощью насосов возвращается в реактор. Охлаждение конденсатора осуществляется водой из пруда-охладителя с помощью насоса.

На двухконтурных АЭС с реакторами типа ВВЭР контур теплоносителя работает в радиационных условиях и называется первым контуром. Теплоноситель (вода под давлением без кипения) главным циркуляционным насосом подается в реактор, где он нагревается и далее поступает в парогенератор, где отдает теплоту пару. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше поступает к потребителям. Вода первого контура, проходя через активную зону реактора, где находится ядерное топливо, становится радиоактивной. Поэтому все оборудование первого контура находится в защитной оболочке. Контур пара является не радиоактивным и называется вторым контуром. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направляется на турбогенератор. После турбогенератора пар попадает в конденсатор, где конденсируется и насосом конденсат попадает в парогенератор. Потом конденсат охлаждается в оборотной системе охлаждения. Такие системы бывают разных видов — с градирнями, прудами-охладителями или брызгальными бассейнами.

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС. По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия.

Безопасность российских АЭС Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них — это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается (рис.2).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды.

Рис. 2. Описание остановки цепной реакции На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т. е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый — это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй — сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий — главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый — это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие — например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии — разрыва первого контура охлаждения реактора — содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтрон.

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление — это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

Конечная цель — гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», — заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

Заключение

атомная электростанция реактор Российская атомная отрасль является одной из передовых в мире по уровню научно-технических разработок в области проектирования реакторов, ядерного топлива, опыту эксплуатации атомных станций, квалификации персонала АЭС. Предприятиями отрасли накоплен огромный опыт в решении масштабных задач, таких, как создание первой в мире атомной электростанции (1954 год) и разработка топлива для нее. Россия обладает наиболее совершенными в мире обогатительными технологиями, а проекты атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) доказали свою надежность в процессе тысячи реакторо-лет безаварийной работы.

Сегодня атомная отрасль России представляет собой мощный комплекс из более чем 250 предприятий и организаций, в которых занято свыше 190 тыс. человек. В структуре отрасли — четыре крупных научно-производственных комплекса: предприятия ядерно-топливного цикла, атомной энергетики, ядерно-оружейного комплекса и научно-исследовательские институты.

В современных условиях атомная энергетика — один из важнейших секторов экономики России. Динамичное развитие отрасли является одним из основных условий обеспечения энергонезависимости государства и стабильного роста экономики страны. Атомная отрасль способна выступить локомотивом для развития других отраслей. Она обеспечивает заказ, а значит — и ресурс развития машиностроению, металлургии, материаловедению, геологии, строительной индустрии и т. д.