Во второй половине 40-х годов, перед тем, как были закончены работы по созданию первой атомной бомбы которая была испытана 29 августа 1949 года, советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии. Основным направлением проектов была электроэнергетика.
В мае 1950 года в районе поселка Обнинское Калужской области, начато строительство первой в мире АЭС.
Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США.
Для проверки работоспособности генератор был подключен к четырем лампам накаливания, ни то не ожидал, что лампы зажгутся.
С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.
Первые Атомные электростанции
Строительство первой в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт было закончено в 1954 году и 27 июня 1954 года она была запущена, так начала работать Обнинская АЭС.
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт.
Строительство Белоярской промышленной АЭС началось так же в 1958 году. 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям.
В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.
В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.
В других странах первая АЭС промышленного назначения была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания) ее мощность составляла 46 МВт.
В 1957 году вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).
Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:
- США (788,6 млрд кВт•ч/год),
- Франция(426,8 млрд кВт•ч/год),
- Япония (273,8 млрд кВт•ч/год),
- Германия (158,4 млрд кВт•ч/год),
- Россия (154,7 млрдкВт•ч/год).
Когда появилась первая атомная станция
Первым серьезным шагом в сторону использования свойств деления атома, в том числе, атомного оружия и мирного атома, стало испытание первой атомной бомбы в 1945 году. Произошло это 16 июля на полигоне в штате Нью-Мексико. Во время тех испытаний многие поняли, что ужасы Второй мировой войны немного померкли на фоне того, чтобы могло произойти, появись такое оружие чуть раньше.
В СССР первые ядерные испытания на полигоне произошли только спустя 4 года — 29 августа 1949 года. С тех пор у двух крупнейших держав были технологии, которые позволили не только запугивать друг друга своей силой, но и работать на благо мирного атома и применения этой разрушительной силы для того, чтобы нести свет и тепло в каждый дом.
Другие способы получения энергии: Как Земля может служить источником неисчерпаемой энергии
Первая атомная электростанция была запущена в 1954 году в районе города Обнинск Московской области. Идейным вдохновителем и руководителем проекта был знаменитый советский физик, академик АН СССР и по совместительству “отец” советской атомной бомбы Игорь Курчатов.
Игорь Курчатов за работой.
Классификация АЭС
Атомные электростанции можно классифицировать по нескольким направлениям:
По типу реакторов
- Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятностипоглощения нейтрона ядрами атомов топлива
- Реакторы на лёгкой воде
- Реакторы на тяжёлой воде
- Реакторы на быстрых нейтронах
- Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
- Термоядерные реакторы
По виду отпускаемой энергии
- Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии
- Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию
На атомных станциях, расположенных на территории России имеются теплофикационные установки, они необходимы для подогрева сетевой воды.
Как работает атомная станция
Начальным этапом выделения энергии является, как я уже говорил выше, реактор. Он помещен в специальный закрытый контур, который называется первым. Им является, по сути, большая кастрюля, а точнее скороварка, так как жидкости внутри нее находятся под большим давлением. Так получается увеличить температуру кипения и повысить температуру работы всего первого контура.
Капсула, в которой находится реактор, называется гермообъем и имеет толстые стенки (не менее 15 сантиметров). Это позволяет удержать внутри большое давление и не дает радиации выйти наружу.
Упрощенно схема АЭС выглядит так.
Основной задачей ректора является выделение тепла для нагрева жидкости внутри контура. Происходит это за счет цепной реакции. В основе такой реакции лежит деление атомов нейтронами. При этом, после деления одного атома выделяется новые нейтроны, которые и дальше делят атомы. Таким образом количество нейтронов постоянно растет и атомов делится все больше. Получается та сама цепная реакция, которая поддерживает сама себя, но если не остановить этот процесс, деление выйдет из под контроля, энергии выделится слишком много и произойдет взрыв. Собственно, так и происходит в атомной бомбе.
Чтобы этого не происходило, внутри ректора есть специальные стержни с бором, которые очень хорошо поглощают нейтроны и тормозят реакцию. Стержни имеют длину в несколько метров и постоянно то входят в реактор, то выходят из него, регулируя тем самым коэффициент деления нейтронов и, как следствие, скорость реакции. Если этот коэффициент меньше единицы, реакция тормозится, если больше — ускоряется, а если равен единице, то система сама поддерживает свою работу. Этой единицы и надо добиваться для стабильной работы реактора.
После того, как реактор нагрел воду внутри первого контура до температуры около 450 градусов, она проходит через трубку теплообменника и моментально нагревает воду второго контура. Та в свою очередь попадает в испаритель и уже водяной пар с температурой около 350-400 градусов раскручивает огромную турбину до 3000 оборотов в минуту. Именно эта турбина и вырабатывает электричество, которое по проводам уходит в электросеть.
Полная изоляция первого контура от второго позволяет добиться защиты рабочей жидкости и сточных вод от радиоактивного загрязнения. Это позволяет легко охлаждать жидкость для дальнейшей ее работы, ведь раскрутка турбины на является последним этапом работы второго контура.
После того, как водяной пар раскрутит лопатки турбины, он попадает в специальные конденсаторы, которые представляют из себя большие камеры. В них пар остывает и превращается в воду.
Так выглядит турбина АЭС производства Mitsubishi.
Пока температура воды все равно очень высокая и ее надо еще охладить. Для этого она или напрямую или через специальный канал поступает в градирню. Это такая труба, которую можно увидеть и на территории тепловых электростанций. Она имеет высоту около 70 метров, большой диаметр и сужается к верху. Обычно из нее валят клубы белого пара. Многие думают, что это дым, но это именно пар. Вода с температурой, близкой к температуре кипения, распыляется в основании этой трубы и, смешиваясь с поступающим с улицы воздухом, парит и охлаждается. Средняя градирня может охладить до 20 000 кубометров воды в час или около 450 000 кубометров в сутки
После охлаждения, вода специальными насосами подается обратно в систему для нагрева и испарения. Так как воды требуется очень много, атомные станции сопровождаются достаточно большими водоемами и иногда разветвленной системой каналов. Это позволяет станции работать без перебоев.
Теперь можно вернуться к одноконтурным и трехконтурным АЭС. Первые имеют более простую конструкцию, так как у них нет второго контура и турбина раскручивается непосредственно нагретой реактором водой. Трудность заключается в том, что воду надо как-то очищать и такие станции менее экологичны.
Трехконтурную схему применяют на атомных станциях, оснащенных реакторами на быстрых нейтронах. Они считаются более перспективными, но должны комплектоваться дополнительным контуром, чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой. В дополнительном контуре находится нерадиоктивный натрий.
Конечно, приведенная схема является примерной и упрощенной. Кроме этого, на станции есть различные технические строения, командный пульт, большое количество защитных систем, которые многократно дублируются, и другие вспомогательные системы. Кроме этого, на одной станции находится несколько энергоблоков, что тоже усложняет процесс ее контроля.
На территории атомной станции очень много разных строений. Балаковская АЭС.
На самом деле современная станция может не просто работать в автоматическом режиме, но и делать это вообще без человека. По крайней мере, это касается процесса управления энергоблоком. Человек нужен для контроля и внесения корректировок в работу в случае внештатной ситуации. Риск ее возникновения очень низкий, но на всякий случай за пультом дежурят специалисты.
Виды топлива используемого на Атомных электростанциях
На атомных электростанциях возможно использование несколько веществ, благодаря которым можно выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.
Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, для этого есть ряд причин.
Во-первых, его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, сокращенно ТВЭлы.
ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри
ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки являются хранилищами ядерного топлива.
Во-вторых, использование ториевого топлива предполагает его сложную и дорогую переработку уже после использования на АЭС.
Плутониевое топливо так же не применяют в атомной электроэнергетике, в виду того, что это вещество имеет очень сложный химический состав, система полноценного и безопасного применения еще не разработана.
Урановое топливо
Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. На сегодняшний день уран добывается несколькими способами:
- открытым способом в карьерах
- закрытым в шахтах
- подземным выщелачиванием, при помощи бурения шахт.
Подземное выщелачивание, при помощи бурения шахт происходит путем размещения раствора серной кислоты в подземных скважинах, раствор насыщается ураном и выкачивается обратно.
Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде.
Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья.
В России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана. Места добычи урана нерадиоактивны.
В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.
Подготовка урана
В виде руды уран в АЭС не используют, руда не вступает в реакцию. Для использования урана на АЭС сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом.
Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», — он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при температурах больше 1500 градусов по Цельсию.
Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.
В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
Перед размещением урановых таблеток в реакторе они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов — ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки.
Именно ТВС называются топливом АЭС.
Появление АЭС в других государствах
Первая в мире атомная электростанция и ее успешное функционирование позволило приобрести бесценные практические наработки в эксплуатации таких установок. Благодаря ее возведению, инженерно-техническим решениям, получившим развитие по многим направлениям, была построена Белоярская атомная электростанция, мощность которой подошла к 300 мегаватт.
Одновременно проходило негласное соревнование СССР с другими странами. Уже в 1956 году завершилось строительство и была запущена в действие первая британская атомная установка, предназначенная для промышленных нужд. Местом ее расположения был выбран населенный пункт Колдер-Холл, а расчетная мощность при запуске составила 46 мегаватт. После этого аналогичные электростанции начали возводиться и в прочих государствах.
Как происходит переработка топлива АЭС
Спустя год использования урана в ядерных реакторах необходимо производить его замену.
Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение.
В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них делают свежее ядерное топливо.
Продукты распада урана и плутония направляются на изготовление источников ионизирующих излучений, их используют в медицине и промышленности.
Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в печь для разогрева, из этой массы варится стекло, такое стекло находится в специальных хранилищах.
Топ-10 АЭС по мощности
Самые крупнейшие АЭС мира. Рейтинг топ-10 АЭС по мощности. Большинство крупнейших атомных электростанций … «Подробнее»
Из остатков изготавливают стекло не для массового применения, стекло используется для хранения радиоактивных веществ.
Из стекла сложно выделить остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде. Недавно появился новый способ утилизации радиоактивных отходов.
Быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива.
По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.
Помимо этого, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного.
Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого не применялись.
Топливо для АЭС
На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.
Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.
Обогащенный уран
Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).
Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.
Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.
Урановый порошок
Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.
Урановые таблетки
Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.
Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.
Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.
Принцип работы АЭС
Принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).
Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура.
Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы.
На выходе из турбин, пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ.
Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор).
Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.
Преимущества атомной энергетики
Тем не менее сторонники развития ядерной энергетики называют и явные преимущества работы атомных электростанций. Так, в частности, Всемирная ядерная ассоциация недавно опубликовала свой отчет с весьма интересными данными. Согласно ему, количество человеческих жертв, сопровождающих производство одного гигаватта электроэнергии на АЭС, в 43 раза меньше, чем на традиционных тепловых электростанциях.
Есть и другие, не менее важные, преимущества. А именно:
- дешевизна производства электроэнергии;
- экологическая чистота атомной энергетики (за исключением лишь теплового загрязнения вод);
- отсутствие строгой географической привязки атомных электростанций к крупным источникам топлива.
Устройство ядерного реактора
В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.
Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.
Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.
Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.
При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.
Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.
Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.
Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.
Принцип работы двухконтурной АЭС
Как уже было сказано выше, в основе лежит обычный паровой двигатель. Если кратко, принцип работы АЭС заключается в нагреве воды из первого контура, которая в свою очередь нагревает воду второго контура до состояния пара. Он проступает в турбину, вращая лопасти, в результате чего генератор вырабатывает электричество. «Отработанный» пар попадает в конденсатор и вновь превращается в воду. Таким образом получается практически замкнутый цикл. В теории все это могло работать еще проще, при помощи только одного контура, однако это уже действительно небезопасно, так как вода в нем в теории может подвергаться заражению, что исключено при использовании стандартной для большинства АЭС системы с двумя изолированными друг от друга циклами воды.
Принцип действия ядерного реактора
В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо.
Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.
ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня.
Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.
Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.
В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.
Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.
Это и есть цепная реакция — принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.
Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).
Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.
Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:
- Внутренняя энергия уранового ядра
- Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов
- Внутренняя энергия воды и пара
- Кинетическая энергия воды и пара
- Кинетическая энергия роторов турбины и генератора
- Электрическая энергия
Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.
Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.
Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.
Ядерный остров
В состав ядерного острова входит реактор и всё оборудование, ответственное за получение тепла в реакторе и передачу его турбинному острову. Давайте подробнее остановимся на реакторе.
Если в качестве основного делящегося нуклида реактор использует уран-235, то он работает на медленных или, как иначе говорят, на тепловых нейтронах. При спонтанном делении урана-235 образуются быстро летящие нейтроны, и ему необходимо иметь вещество, замедляющее нейтроны — замедлитель. Почему так? Потому что уран-235 гораздо легче делится нейтронами на низких скоростях. Если нейтрон летящий в ядро, будет слишком быстрым, то он с большей вероятностью отскочит от ядра и полетит дальше, в то время как медленный нейтрон поглотится (“прилипнет” к ядру), увеличит расстоянием между частями ядра достаточно, чтобы ослабли очень сильные ядерные силы (подробнее см. Капельная модель ядра), электрические силы отталкивания их перебороли, в результате осколки ядра разлетятся в разные стороны (из школьного курса физики мы знаем, что заряды с одинаковым знаком отталкиваются).
Сечение деления – это вероятность того, что ядро разделится в результате столкновения с нейтроном. Можно увидеть, что вероятность деления у урана-235 при очень низких энергиях нейтрона очень высока (обведена жёлтым), в то время как нейтронами высоких энергий он делится с меньшей вероятностью (Подробнее см. Нейтронный захват). У урана-238 ситуация обратная, для этого нуклида вероятность деления нейтронами высоких энергий гораздо выше, чем нейтронами низких энергий, которыми он практически не делится. При маленьких скоростях он чаще захватывает нейтрон и после двух бета-распадов превращается в плутоний-239.
В быстром или медленном реакторе всегда происходит наработка плутония-239, который активно делится и частично участвует в процессе выработки тепла. Кстати, плутоний-239 лучше делится тепловыми нейтронами нежели быстрыми, поэтому с оговорками он может быть использован в составе свежего топлива на медленных реакторах.
Так нарабатывается плутоний-239
Соотношение наработанного плутония к поделившемуся нуклиду в процессе эксплуатации называют коэффициентом воспроизводства. Это ложь, что плутоний можно получить только в быстрых реакторах, правда в том, что в них можно получить его больше, чем было загружено урана-235. В «медленных» реакторах коэффициент воспроизводства составляет около 0,5, то есть на каждые два поделившихся ядра мы получаем одно ядро плутония-239. На быстрых реакторах этот показатель зачастую больше единицы, на каждые 10 поделившихся ядер урана-235 мы получаем 12 ядер плутония-239. Поэтому эти реакторы называются размножителями (или бридерами, от английского breed), при выгрузке можно получить больше делящегося нуклида, чем при загрузке.
Нейтроны рождаются быстрыми, их скорость составляет порядка сотен тысяч километров в секунду, для успешного взаимодействия и деления ядра нейтрон должен замедлиться до десятков километров в секунду. Медленные нейтроны называют тепловыми, поскольку их поведение описывается уравнением газовой кинетики и их энергию можно сопоставить с тепловой энергией движения молекул газа. Вот и появляется понятие «нейтронного газа», который, по сути, представляет из себя поле свободных нейтронов (поле в математическом смысле — распределение нейтронов по пространству реактора, подробнее здесь глава 8, стр. 172-174).
Для замедления нейтронов в основном используют (по порядку снижения замедляющих свойств):
- Тяжёлую воду (в энергетической области развитие получили реакторы типа CANDU)
- Графит
- Легкую воду
Можно увидеть, что в спектре нейтронов теплового реактора большая доля нейтронов – тепловые, но поскольку нейтроны рождаются быстрыми, то в реакторе присутствует весь спектр нейтронов: какие-то только появились, а какие-то ещё замедляются.
Нейтроны в любом реакторе могут быть любой скорости: даже в реакторе без замедлителя нейтроны со временем будут терять скорость, даже в тепловом реакторе будут нейтроны, которые еще не успели замедлиться. Вопрос лишь в процентном соотношении.
Количество нейтронов, рождающихся при делении, в среднем 2 для урана‑235 и 3 для плутония‑239. Это означает, что если каждый нейтрон будет приводить к делению, реакция будет ускоряться. Такой принцип используется в атомной бомбе: если максимальное количество нейтронов будет приводить к делению, рост выделяемой энергии будет экспоненциальным. Однако нейтроны могут поглощаться не приводя к делению.
Для того чтобы реактор можно было контролировать и регулировать его мощность, коэффициент размножения (читай отношение числа новых нейтронов к числу нейтронов предыдущего поколения, которые спровоцировали их появление) должен быть равен единице. То есть один влетевший в ядро нейтрон провоцирует появление при делении одного нового нейтрона, который вызовет деление. Это достигается за счёт различных ухищрений.
Ядро нельзя заставить испустить один нейтрон при делении, но можно отобрать у него лишние. Часть нейтронов покидает активную зону, часть нейтронов поглощается без деления, и эти процессы управляемы. В зависимости от этого меняется и эффективный коэффициент размножения нейтронов. Чтобы его скорректировать и приблизить к единице, вносят определенные изменения в воду (добавляя бор), поднимая или опуская регулирующие стержни, либо изменения вносятся сами в силу естественных природных процессов (Подробнее см. Коэффициент размножения нейтронов).
Пример: В водо-водяном реакторе один из примеров — температура воды. Вода стала горячее -> плотность её стала ниже -> нейтроны реже сталкиваются с молекулами воды -> хуже замедляются -> происходит меньше делений -> коэффициент размножения падает, а значит и реакция протекает более вяло.
Параметр, который меняется – это реактивность, ρ. Она бывает как положительной, так и отрицательной. В примере с водой в ВВЭР реактор имеет отрицательный температурный эффект реактивности, это значит, что чем выше температура, тем больше падает реактивность и наоборот, чем ниже температура, тем реактивность растёт сильнее.
Но и это не всё. При делении образуются осколки, то есть ядра других элементов, которые тоже могут поглощать нейтроны, испускать различные частицы, мешать работе реактора и вообще существенно влиять на мощность. Ведь что получается, делящихся нуклидов из-за распада становится всё меньше, осколков всё больше, а мощность надо поддерживать. Вот и получается, что нужно вводить положительную реактивность во время работы реактора, поэтому на самом деле коэффициент размножения чуть-чуть больше обозначенной ранее единицы, например, 1,0004
Осколки деления, чьё сечение поглощения (читай вероятность захвата нейтрона ядром) значительно превышает сечение поглощения урана-235 называют отравителями или ядами. Два главных отравителя в активной зоне — это ксенон-135 и самарий-149, остальные осколки называются шлаками, вероятность того что нейтрон будет захвачен шлаком не такая большая, как для ксенона, самария и урана, но поскольку она ненулевая, то всё больше нейтронов уходят вникуда.
Стандартная картинка для пояснения процесса. Когда мощность снижают, то повышается количество ядер ксенона в активной зоне (NXe) и падает реактивность (нижний график). Это и есть та самая йодная яма, которую упоминают при обсуждении Чернобыльской аварии. Из-за большой концентрации ксенона мощность нельзя поднимать сразу после остановки реактора, иначе ксенон будет поглощать очень много нейтронов, а когда он в результате выгорит или распадется, и мы избавимся от ксеноновой ямы, мощность вырастет скачкообразно. Поэтому нельзя многократно, часто и резко менять мощность реактора. С самарием ситуация аналогичная. Из-за этих процессов атомные станции работают в базовом режиме в отличии от газотурбинных ТЭС, и их мощностью нельзя маневрировать в течении дня.
Атомная станция теплоснабжения
Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.
Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):
- Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
- Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.
На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:
- Воронежская АСТ
- Горьковская АСТ
- Ивановская АСТ (только планировалась)
Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.
В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.
Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»
Атомные электростанции с трехконтурным реактором:
Трехконтурная схема используется на атомных электростанциях с реакторами типа БН («быстрый натриевый»). Работа таких реакторов основана на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя используется радиоактивный жидкий натрий. Для исключения его контакта с водой в конструкции реактора предусмотрен дополнительный контур, в котором используется натрий без радиоактивных свойств; это обеспечивает трехконтурный тип схемы.
Современный 3-контурный реактор БН-800, разработанный в 80-х – 90-х годах прошлого столетия, обеспечил России передовые позиции в области производства быстрых реакторов. Его ключевой особенностью является защищенность от воздействий, проистекающих изнутри или извне. В этой модели сведен к минимуму риск возникновения аварии, при которой расплавляется активная зона и в ходе переработки облученного ядерного топлива выделяется плутоний.
В рассматриваемом реакторе могут применяться различные виды топлива — обычные с окисью урана или МОКС-топливо на основе урана и плутония. Использование последнего приносит ряд преимуществ: во-первых, в этом случае могут быть использованы запасы энергетического плутония, во-вторых, появляется возможность утилизации оружейного плутония и сжигания изотопов актиноидов, содержащихся в облученном топливе тепловых реакторов и являющихся долгоживущими.
Показатель электрической мощности модели — 880 мегаватт, тепловой мощности — 2100 мегаватт.
Недостатки и преимущества АЭС
Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.
Положительные стороны атомных станций:
- Отсутствие вредных выбросов;
- Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (золаугольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
- Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
- Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок;
- Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.
Отрицательные стороны атомных станций:
- Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
- Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
- Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
- Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.
Научные разработки в сфере атомной энергетики
Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.
Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.
Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.
Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.
Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.
США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов.
Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.
Производство водорода
Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.
INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.
Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.
Термоядерная энергетика
Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.
Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.
В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.
География ядерной энергетики
Первая пятерка стран по производству атомной энергии выглядит следующим образом:
- США.
- Франция.
- Япония.
- Россия.
- Южная Корея.
При этом Соединенные Штаты Америки, вырабатывая в год около 864 миллиардов кВт*час, производят до 20 % всей электроэнергии планеты.
Всего в мире 31 государство эксплуатирует атомные электростанции. Из всех континентов планеты лишь два (Антарктида и Австралия) полностью свободны от атомной энергетики.
На сегодняшний день в мире функционирует 388 ядерных реакторов. Правда, 45 из них уже полтора года не вырабатывали электроэнергию. Большая часть ядерных реакторов расположена в Японии и в США. Полная их география представлена на следующей карте. Зеленым цветом обозначены страны с действующими ядерными реакторами, указано также их общее количество в конкретном государстве.
КПД атомной электростанции
Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.
Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.
Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.
Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.
Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.
Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.
Пример тому авария на АЭС в Чернобыле и японское землетрясение в марте 2011 года, приведшее к аварии на АЭС, расположенной на острове Хонсю, в городе Окума, префектуры Фукусима.
Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.
КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.
Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).
ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.
Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.
Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.
ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.
Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.
Атомная электростанция и ее устройство:
Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка, назначением которой является выработка электрической энергии.
Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка для производства электрической энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).
Отличие АЭС от иных видов электростанций заключается в том, что ее конструкция включает в себя ядерный реактор, являющийся ее основным компонентом. В качестве топлива в ней применяется уран-235.
АЭС располагается на территории нескольких зданий, в которых размещается комплекс сооружений, систем и оборудования, требуемых для обеспечения ее работы.
В главном корпусе АЭС находится реакторный зал, в котором располагаются:
– реактор,
– специальный бассейн, служащий для выдержки ядерного топлива,
– машина для выполнения перегрузок топлива (перегрузочная машина).
Работа этого оборудования контролируется персоналом – операторами, использующими в этих целях блочный щит управления.
Ключевой элемент реактора – зона, располагающаяся в бетонной шахте. В нем также предусмотрена система, обеспечивающая управление и защитные функции; с ее помощью можно выбирать режим, в котором должна проходить управляемая цепная реакция деления. Система обеспечивает и аварийную защиту, что позволяет оперативно прекратить реакцию в случае возникновения внештатной ситуации.
Во втором здании АЭС находится турбинный зал, в котором располагаются турбина и парогенераторы. Кроме того, имеется корпус, в котором перегружается ядерное топливо и хранится отработанное ядерное топливо в специально предусмотренных бассейнах.
На территории атомной станции располагаются конденсаторы, а также градирни, охладительный пруд и брызгальный бассейн, представляющие собой компоненты оборотной системы охлаждения. Градирнями называются башни, выполненные из бетона и по форме напоминающие усеченный конус; в качестве пруда может служить естественный или искусственный водоем. АЭС оборудована высоковольтными линиями электропередач, простирающимися за границы ее территории.
Строительство первой в мире атомной электростанции было начато в 1950 году в России и завершено четыре года спустя. Для осуществления проекта была выбрана территория неподалеку от пос. Обнинского (Калужская область).
Однако впервые вырабатывать электроэнергию начали в Соединенных Штатах Америки в 1951 году; первый успешный случай ее получения был зафиксирован в штате Айдахо.
В сфере производства электроэнергии лидируют США, где ежегодно вырабатывается более 788 млрд кВт/ч. В список лидеров по объемам выработки также входят Франция, Япония, Германия и Россия.
Первая электростанция в мире
Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.
Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.
На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.
Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.
Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.
30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.
На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.
Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.
В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.
Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.
В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.
Электростанция Зимнего дворца
В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.
Автором проекта выступил техник дворцового управления Василий Леонтьевич Пашков.
Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.
Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.
Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.
9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.
Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».
Как выглядела станция
Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.
Первыми осветили часть парадных помещений:
- Аванзал
- Петровский зал
- Большой фельдмаршальский зал
- Гербовый зал
- Георгиевский зал
Было предложено три режима освещения:
- полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
- рабочее – 230 ламп накаливания;
- дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания. Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.
Крупнейшие электростанции России по федеральным округам:
Центральный:
- Костромская ГРЭС, которая работает на мазуте;
- Рязанская станция, основным топливом для которой является уголь;
- Конаковская, которая может работать на газе и мазуте;
Уральский:
- Сургутская 1 и Сургутская 2. Станции, которые являются одними из самых крупных электростанций РФ. Обе они работают на природном газе;
- Рефтинская, функционирующая на угле и являющаяся одной из крупнейших электростанций на Урале;
- Троицкая, также работающая на угле;
- Ириклинская, главным источником топлива для которой является мазут;
Приволжский:
- Заинская ГРЭС, работающая на мазуте;
Сибирский ФО:
- Назаровская ГРЭС, потребляющая в качестве топлива мазут;
Южный:
- Ставропольская, которая также может работать на совмещенном топливе в виде газа и мазута;
Северо-Западный:
- Киришская на мазуте.
Список электростанций России, которые вырабатывают энергию при помощи воды, расположены на территории Ангаро-Енисейского каскада:
Енисей:
- Саяно-Шушенская
- Красноярская ГЭС;
Ангара:
- Иркутская
- Братская
- Усть-Илимская.
Атомные электростанции России
Балаковская АЭС
Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.
Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.
Белоярская АЭС
Белоярская АЭС расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).
На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.
В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.
БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.
БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2021 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.
Билибинская АЭС
Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.
Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.
Калининская АЭС
Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.
Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.
4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.
Кольская АЭС
Кольская АЭС расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.
Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах. Мощность станции — 1760 МВт.
Курская АЭС
Курская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.
Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.
Мощность станции — 4000 МВт.
Ленинградская АЭС
Ленинградская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.
Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.
Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.
Мощность станции — 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт•ч.
Нововоронежская АЭС
Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.
На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.
Мощность станции (без учёта Нововоронежской АЭС-2) — 1440 МВт.
Ростовская АЭС
Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.
В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС[38].
В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.
Смоленская АЭС
Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.
В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.
Атомные электростанции с одноконтурным реактором:
Атомные электростанции этого типа – с одноконтурным реактором оснащены реакторами типа РБМК-1000. В блоке размещаются реактор, две конденсационные турбины и два генератора. Высокие рабочие температуры реактора позволяют ему одновременно выполнять функцию парогенератора, благодаря чему и становится возможным использовать одноконтурную схему. Преимуществом последней является сравнительно простой принцип работы, однако ввиду ее особенностей достаточно сложно обеспечить защиту от радиации. Это обусловлено тем, что при применении этой схемы воздействию радиоактивного излучения подвергаются все элементы блока.
