Atom elektrik stansiyası (AES) - yaratmaq üçün nəzərdə tutulmuş texniki strukturlar kompleksi elektrik enerjisi idarə olunan nüvə reaksiyasında ayrılan enerjidən istifadə etməklə.
Uran atom elektrik stansiyaları üçün ümumi yanacaq kimi istifadə olunur. Parçalanma reaksiyası atom elektrik stansiyasının əsas blokunda - nüvə reaktorunda aparılır.
Reaktor yüksək təzyiq üçün nəzərdə tutulmuş polad korpusda quraşdırılmışdır - 1,6 x 107 Pa və ya 160 atmosferə qədər.
VVER-1000-in əsas hissələri bunlardır:
1. Nüvə yanacağının yerləşdiyi nüvədə nüvə parçalanmasının zəncirvari reaksiyası baş verir və enerji ayrılır.
2. Nüvəni əhatə edən neytron reflektoru.
3. Soyuducu.
4. Qoruma nəzarət sistemi (CPS).
5. Radiasiyadan qorunma.
Termal neytronların təsiri altında nüvə yanacağının parçalanmasının zəncirvari reaksiyası səbəbindən reaktorda istilik ayrılır. Bu zaman nüvə parçalanması məhsulları əmələ gəlir, onların arasında həm bərk cisimlər, həm də qazlar - ksenon, kripton var. Parçalanma məhsulları çox yüksək radioaktivliyə malikdir, buna görə də yanacaq (uran dioksid tabletləri) möhürlənmiş sirkonium borularına - TVEL-lərə (yanacaq elementləri) yerləşdirilir. Bu borular bir neçə parça yan-yana bir yanacaq qurğusunda birləşdirilir. Nüvə reaktorunu idarə etmək və qorumaq üçün nüvənin bütün hündürlüyü boyunca hərəkət etdirə bilən idarəetmə çubuqları istifadə olunur. Çubuqlar bor və ya kadmium kimi neytronları güclü şəkildə udan maddələrdən hazırlanır. Çubuqların dərin tətbiqi ilə zəncirvari reaksiya qeyri-mümkün olur, çünki neytronlar güclü şəkildə udulur və reaksiya zonasından çıxarılır. Çubuqlar idarəetmə panelindən uzaqdan köçürülür. Çubuqların kiçik bir hərəkəti ilə zəncir prosesi ya inkişaf edəcək, ya da çürüyəcək. Bu yolla reaktorun gücü tənzimlənir.
Stansiyanın sxemi iki dövrəlidir. Birinci radioaktiv dövrə bir VVER 1000 reaktorundan və dörd dövriyyəli soyutma dövrəsindən ibarətdir. Radioaktiv olmayan ikinci dövrəyə buxar generatoru və su təchizatı qurğuları və 1030 MVt gücündə bir turbin qurğusu daxildir. Əsas soyuducu reaktorun gücünü idarə etmək üçün istifadə olunan güclü neytron absorber olan bor turşusu məhlulu əlavə edilməklə 16 MPa təzyiqdə yüksək təmizlikli qaynar olmayan sudur.
1. Əsas sirkulyasiya nasosları suyu reaktorun nüvəsi vasitəsilə vurur, burada nüvə reaksiyası zamanı ayrılan istilik hesabına 320 dərəcəyə qədər qızdırılır.
2. Qızdırılan soyuducu öz istiliyini ikincil dövrənin suyuna (işçi maye) verir, onu buxar generatorunda buxarlayır.
3. Soyudulmuş soyuducu yenidən reaktora daxil olur.
4. Buxar generatoru 6,4 MPa təzyiqdə doymuş buxar istehsal edir, buxar turbininə verilir.
5. Turbin elektrik generatorunun rotorunu hərəkətə gətirir.
6. Çıxarılan buxar kondensatorda kondensasiya olunur və kondensat nasosu vasitəsilə yenidən buxar generatoruna verilir. Dövrədə sabit bir təzyiq saxlamaq üçün buxar həcminin kompensatoru quraşdırılmışdır.
7. Buxar kondensasiyasının istiliyi kondensatordan dövran edən su ilə çıxarılır, bu da soyuducu gölməçədən qidalanma nasosu ilə verilir.
8. Reaktorun həm birinci, həm də ikinci dövrələri möhürlənmişdir. Bu, reaktorun işçi heyəti və ictimaiyyət üçün təhlükəsizliyini təmin edir.
Buxar kondensasiyası üçün böyük miqdarda su istifadə etmək mümkün olmadıqda, rezervuardan istifadə etmək əvəzinə, suyu xüsusi soyutma qüllələrində (soyutma qüllələrində) soyutmaq olar.
Reaktorun istismarının təhlükəsizliyi və ətraf mühitə uyğunluğu qaydalara (istismar qaydalarına) ciddi riayət etməklə və çoxlu sayda idarəetmə avadanlığı ilə təmin edilir. Bütün bunlar düşünülmüş və düşünmək üçün hazırlanmışdır effektiv idarəetmə reaktor.
Nüvə reaktorunun fövqəladə mühafizəsi - reaktorun nüvəsində nüvə zəncirvari reaksiyasını tez dayandırmaq üçün nəzərdə tutulmuş qurğular dəsti.
Nüvə reaktorunun parametrlərindən biri qəzaya səbəb ola biləcək dəyərə çatdıqda aktiv fövqəladə mühafizə avtomatik olaraq işə salınır. Belə parametrlər ola bilər: temperatur, təzyiq və soyuducu axınının sürəti, gücün səviyyəsi və sürəti.
Fövqəladə mühafizənin icraedici elementləri, əksər hallarda, neytronları yaxşı udan bir maddə (bor və ya kadmium) olan çubuqlardır. Bəzən reaktoru bağlamaq üçün soyuducu dövrəsinə maye təmizləyicisi yeridilir.
Aktiv qorunma ilə yanaşı, bir çox müasir dizaynda passiv qorunma elementləri də var. Məsələn, VVER reaktorlarının müasir versiyalarına "Emergency Core Cooling System" (ECCS) - reaktorun üstündə yerləşən bor turşusu olan xüsusi tanklar daxildir. Maksimum dizayn əsaslı qəza (reaktorun ilkin soyuducu dövrəsinin qırılması) halında, bu çənlərin tərkibi reaktorun nüvəsində cazibə qüvvəsi ilə olur və nüvə zəncirvari reaksiya çox miqdarda bor tərkibli maddə ilə söndürülür. neytronları yaxşı udur.
“Atom Elektrik Stansiyalarının Reaktor Quraşdırmaları üçün Nüvə Təhlükəsizliyi Qaydaları”na əsasən, verilən reaktorun bağlanma sistemlərindən ən azı biri fövqəladə mühafizə (EP) funksiyasını yerinə yetirməlidir. Fövqəladə mühafizənin ən azı iki müstəqil işçi qrupu olmalıdır. AZ-nin siqnalı ilə AZ-nin işçi orqanları istənilən işçi və ya aralıq mövqelərdən hərəkətə gətirilməlidir.
AZ avadanlığı ən azı iki müstəqil dəstdən ibarət olmalıdır.
AZ avadanlığının hər bir dəsti elə layihələndirilməlidir ki, neytron axınının sıxlığının nominal dəyərin 7%-dən 120%-ə qədər dəyişməsi diapazonunda aşağıdakılar üçün mühafizə təmin edilsin:
1. Neytron axınının sıxlığına görə - ən azı üç müstəqil kanal;
2. Neytron axınının sıxlığının artması sürətinə görə - ən azı üç müstəqil kanalla.
AZ avadanlığının hər bir dəsti elə layihələndirilməlidir ki, reaktor qurğusunun (RP) konstruksiyasında müəyyən edilmiş bütün proses parametrlərində dəyişikliklərin bütün diapazonunda fövqəladə mühafizə mühafizəsi nəzərdə tutulan hər bir proses parametri üçün ən azı üç müstəqil kanal vasitəsilə təmin edilsin. zəruri.
AZ ötürücüləri üçün hər bir dəstin idarəetmə əmrləri ən azı iki kanal üzərindən ötürülməlidir. AZ avadanlıq dəstlərinin birində bu dəst işdən çıxarılmadan bir kanal istismardan çıxarıldıqda, bu kanal üçün avtomatik olaraq həyəcan siqnalı yaradılmalıdır.
Fövqəladə qoruyucuların işə düşməsi ən azı aşağıdakı hallarda baş verməlidir:
1. Neytron axınının sıxlığı baxımından AZ təyinat nöqtəsinə çatdıqda.
2. Neytron axınının sıxlığının artım sürəti baxımından AZ təyinat nöqtəsinə çatdıqda.
3. İstismardan çıxarılmamış hər hansı AZ avadanlığı və CPS enerji təchizatı avtobuslarında elektrik kəsildikdə.
4. İstismardan çıxarılmamış AZ avadanlığının hər hansı dəstində neytron axınının sıxlığı və ya neytron axınının artım sürəti baxımından üç mühafizə kanalından hər hansı ikisi sıradan çıxdıqda.
5. AZ parametrlərinə çatdıqda texnoloji parametrlər ki, qorunmalıdır.
6. Blok idarəetmə nöqtəsindən (BCR) və ya ehtiyat idarəetmə nöqtəsindən (RCP) açardan AZ-ın işinə başladıqda.
Material RİA Novosti və açıq mənbələrin məlumatları əsasında www.rian.ru onlayn redaktorları tərəfindən hazırlanıb.
NÜVƏ STANSİYASI(AES), elektrik enerjisi yaratmaq üçün ağır elementlərin nüvə parçalanmasının idarə olunan zəncirvari reaksiyası nəticəsində nüvə reaktorunda buraxılan istilikdən istifadə edən elektrik stansiyası (əsas olaraq. $\ce(^(233)U, ^(235)U, ^(239)Pu)$). Yaranan istilik əsas nüvə reaktoru, ötürülür (birbaşa və ya ara məhsul vasitəsilə soyuducu) turbogeneratorlarla buxar turbinlərini hərəkətə gətirən işçi maye (əsasən su buxarı).
Atom elektrik stansiyası, prinsipcə, ənənəvi bir analoqdur istilik elektrik stansiyası Buxar qazanı sobası əvəzinə nüvə reaktorunun istifadə edildiyi (TPP). Bununla belə, nüvə və istilik elektrik stansiyalarının əsas termodinamik sxemlərinin oxşarlığına baxmayaraq, onlar arasında əhəmiyyətli fərqlər də mövcuddur. Əsas olanlar AES-in istilik elektrik stansiyalarına nisbətən ekoloji və iqtisadi üstünlükləridir: AES-lərin yanacaq yandırmaq üçün oksigenə ehtiyacı yoxdur; onlar praktiki olaraq ətraf mühiti kükürdlü və digər qazlarla çirkləndirmirlər; nüvə yanacağı əhəmiyyətli dərəcədə yüksək kalorifik dəyərə malikdir (1 q U və ya Pu izotoplarının parçalanması 22500 kVt/saat enerji buraxır ki, bu da 3000 kq-da olan enerjiyə bərabərdir. daş kömür), onun həcmini və daşınma və daşınma xərclərini kəskin şəkildə azaldır; dünya enerji resursları nüvə yanacağının təbii ehtiyatları karbohidrogen yanacağından əhəmiyyətli dərəcədə çoxdur. Bundan əlavə, nüvə reaktorlarının (istənilən tipli) enerji mənbəyi kimi istifadəsi adi istilik elektrik stansiyalarında qəbul edilmiş istilik sxemlərinin dəyişdirilməsini və məsələn, atom elektrik stansiyalarının strukturuna yeni elementlərin daxil edilməsini tələb edir. bioloji müdafiə (bax Radiasiya təhlükəsizliyi), işlənmiş yanacaq doldurma sistemləri, yanacaq hovuzları və s. İstilik enerjisinin nüvə reaktorundan ötürülməsi buxar turbinləri dövriyyə nasosları ilə birlikdə möhürlənmiş boru kəmərləri vasitəsilə dövriyyədə olan bir soyuducu vasitəsi ilə həyata keçirilir, sözdə meydana gətirir. reaktor dövrəsi və ya dövrə. Normal və ağır su, su buxarı, maye metallar, üzvi mayelər və bəzi qazlar (məsələn, helium, karbon dioksid) istilik daşıyıcıları kimi istifadə olunur. Radioaktivliyin sızmasının qarşısını almaq üçün soyuducunun dövr etdiyi dövrələr həmişə bağlıdır, onların sayı əsasən nüvə reaktorunun növü, həmçinin işçi mayenin və soyuducu suyun xüsusiyyətləri ilə müəyyən edilir.
Tək dövrəli sxemi olan atom elektrik stansiyalarında (şəkil, a) soyuducu həm də işləyən mayedir, bütün dövrə radioaktivdir və buna görə də bioloji mühafizə ilə əhatə olunmuşdur. Nüvənin neytron sahəsində aktivləşdirilməmiş helium kimi bir inert qazdan soyuducu kimi istifadə edərkən, soyuducu radioaktiv olmadığı üçün yalnız nüvə reaktorunun ətrafında bioloji qorunma lazımdır. Soyuducu maye - reaktorun nüvəsində qızdırılan işçi maye, daha sonra turbinə daxil olur, burada onun istilik enerjisi mexaniki enerjiyə, sonra isə elektrik generatorunda - elektrik enerjisinə çevrilir. Ən çox yayılmışları nüvə reaktorları olan bir dövrəli nüvə elektrik stansiyalarıdır, burada soyuducu və neytron moderatoru su kimi xidmət edir. Soğutucu qaynana qədər qızdırıldıqda işçi maye birbaşa nüvədə əmələ gəlir. Belə reaktorlara qaynar su reaktorları, dünya nüvə enerji sənayesində isə BWR (Qaynar su reaktoru) deyilir. Rusiyada su soyuducusu və qrafit moderatoru olan qaynar su reaktorları - RBMK (yüksək enerjili kanal reaktoru) geniş yayılmışdır. AES-lərdə yüksək temperaturlu qazla soyudulan reaktorların (helium soyuducusu ilə) - HTGR (HTGR) istifadəsi perspektivli hesab olunur. Qapalı qaz turbin dövrəsində işləyən tək dövrəli AES-lərin səmərəliliyi 45-50%-i keçə bilər.
İki dövrəli bir sxem ilə (Şəkil, b) nüvədə qızdırılan ilkin soyuducu buxar generatoruna ötürülür ( istilik dəyişdiricisi) istilik enerjisi ikinci dövrədə işləyən mayeyə verilir, bundan sonra sirkulyasiya pompası ilə nüvəyə qaytarılır. Əsas soyuducu su, maye metal və ya qaz ola bilər və işçi maye buxar generatorunda su buxarına çevrilən sudur. Birincil dövrə radioaktivdir və bioloji qoruyucu ilə əhatə olunmuşdur (soyuducu kimi inert qazdan istifadə edildiyi hallar istisna olmaqla). İkinci dövrə ümumiyyətlə radiasiyadan təhlükəsizdir, çünki işçi maye və birincil dövrənin soyuducusu təmasda olmur. Ən çox yayılmışlar, suyun əsas soyuducu və moderator, buxarın isə işləyən maye olduğu reaktorları olan iki dövrəli nüvə elektrik stansiyalarıdır. Bu tip reaktor VVER - təzyiqli su gücü adlanır. reaktor (PWR - Power Water Reactor). VVER ilə nüvə stansiyalarının səmərəliliyi 40%-ə çatır. Termodinamik səmərəlilik baxımından, nüvədən çıxışda qaz soyuducu suyunun temperaturu 700 ° C-dən çox olarsa, belə AES-lər HTGR ilə bir dövrəli AES-lərdən daha aşağıdır.
Üç dövrəli istilik sxemləri (Şəkil, in) yalnız birinci (radioaktiv) dövrənin soyuducu suyunun işçi maye ilə təmasını tamamilə istisna etmək lazım olduğu hallarda istifadə olunur; məsələn, nüvə maye natrium ilə soyuduqda onun işçi maye (buxar) ilə təması böyük qəzaya səbəb ola bilər. Soyuducu kimi maye natrium yalnız sürətli neytron nüvə reaktorlarında (FBR - Fast Breeder Reactor) istifadə olunur. Sürətli neytron reaktoru olan nüvə elektrik stansiyalarının bir xüsusiyyəti, elektrik və istilik enerjisinin istehsalı ilə eyni vaxtda istilik nüvə reaktorlarında istifadə üçün uyğun olan parçalanan izotopları çoxaltmasıdır (bax. Breeder Reaktor).
Atom elektrik stansiyasının turbinləri adətən doymuş və ya bir qədər qızdırılmış buxarla işləyir. Həddindən artıq qızdırılmış buxarda işləyən turbinlərdən istifadə edildikdə, doymuş buxar reaktorun nüvəsindən (xüsusi kanallar vasitəsilə) və ya temperaturu və təzyiqi artırmaq üçün xüsusi istilik dəyişdiricisi - karbohidrogenlə işləyən qızdırıcıdan keçir. AES dövrünün termodinamik səmərəliliyi nə qədər yüksəkdirsə, AES-in soyutma sxemlərində istifadə olunan konstruktiv materialların texnoloji imkanları və xassələri ilə müəyyən edilən soyuducu suyun, işçi mayenin parametrləri bir o qədər yüksəkdir.
Atom elektrik stansiyalarında soyuducu suyun təmizlənməsinə çox diqqət yetirilir, çünki tərkibində olan təbii çirklər, həmçinin avadanlıq və boru kəmərlərinin istismarı zamanı toplanan korroziya məhsulları radioaktivlik mənbəyidir. Soğutucu suyun təmizlik dərəcəsi AES-in binalarında radiasiya vəziyyətinin səviyyəsini çox müəyyən edir.
Atom elektrik stansiyaları demək olar ki, həmişə enerji istehlakçılarının yanında tikilir, çünki nüvə yanacağının atom elektrik stansiyalarına daşınması xərcləri, istilik elektrik stansiyaları üçün karbohidrogen yanacağından fərqli olaraq, istehsal olunan enerjinin (adətən, enerji reaktorlarında nüvə yanacağı) maya dəyərinə az təsir göstərir. bir neçə ildə bir dəfə yenisi ilə əvəz olunur).il) və həm elektrik, həm də istilik enerjisinin uzaq məsafələrə ötürülməsi onların maya dəyərini xeyli artırır. Ən yaxın yaşayış məntəqəsinin ucqar tərəfində atom elektrik stansiyaları tikilir, onun ətrafında əhalinin məskunlaşması yolverilməz olan sanitar mühafizə zolağı və müşahidə zolağı yaradılır. Müşahidə zonasında ətraf mühitin davamlı monitorinqi üçün nəzarət-ölçü avadanlıqları yerləşdirilib.
AES - əsasdır nüvə enerjisi. Onların əsas məqsədi elektrik enerjisi istehsalı (kondensasiya tipli atom elektrik stansiyaları) və ya elektrik və istilik enerjisinin birgə istehsalıdır (nüvə kombinə edilmiş istilik və elektrik stansiyaları - ATES). AES-də turbinlərdə işlənmiş buxarın bir hissəsi sözdə yönləndirilir. qapalı istilik təchizatı şəbəkələrində dövr edən suyun qızdırılması üçün şəbəkə istilik dəyişdiriciləri. Bəzi hallarda nüvə reaktorlarının istilik enerjisi yalnız istilik ehtiyacları üçün istifadə edilə bilər (nüvə istilik təchizatı stansiyaları - AST). Bu halda, birinci və ikinci dövrələrin istilik dəyişdiricilərindən qızdırılan su şəbəkə istilik dəyişdiricisinə daxil olur, burada şəbəkə suyuna istilik verir və sonra dövrəyə qayıdır.
Atom elektrik stansiyalarının adi istilik elektrik stansiyaları ilə müqayisədə üstünlüklərindən biri onların yüksək ekoloji təmizliyidir və bu, keyfiyyətlə qorunur. nüvə reaktorlarının istismarı. Mövcud AES-in radiasiya təhlükəsizliyi maneələri (yanacaq çubuqunun örtüyü, nüvə reaktoru gəmisi və s.) soyuducu suyun radioaktiv parçalanma məhsulları ilə çirklənməsinin qarşısını alır. AES-in reaktor zalı üzərində ən ağır qəza - ilkin konturun təzyiqsizləşməsi, nüvənin əriməsi zamanı radioaktiv materialların ətraf mühitə daxil olmasının qarşısını almaq üçün qoruyucu mərmi (mühafizə) qurulur. AES-in kadr hazırlığı həm normal, həm də fövqəladə hallarda hərəkətləri yerinə yetirmək üçün xüsusi simulyatorlar (AES simulyatorları) üzrə təlimləri nəzərdə tutur. AES-də stansiyanın normal fəaliyyətini, onun personalının təhlükəsizliyini təmin edən bir sıra xidmətlər mövcuddur (məsələn, dozimetrik nəzarət, sanitar-gigiyenik tələblərin təmin edilməsi və s.). Atom elektrik stansiyasının ərazisində təzə və işlənmiş nüvə yanacağı, istismarı zamanı yaranan maye və bərk radioaktiv tullantılar üçün müvəqqəti anbarlar yaradılır. Bütün bunlar ona gətirib çıxarır ki, atom elektrik stansiyalarında quraşdırılmış kilovat enerjinin dəyəri istilik elektrik stansiyalarında kilovatın maya dəyərindən 30 faizdən çox bahadır. Bununla belə, istehlakçıya verilən, atom elektrik stansiyalarında istehsal olunan enerjinin dəyəri istilik elektrik stansiyalarına nisbətən daha aşağıdır, çünki bu xərcdə yanacaq komponentinin payı çox azdır. Yüksək səmərəlilik və gücə nəzarət xüsusiyyətlərinə görə, AES-lər adətən əsas rejimlərdə istifadə olunur, AES-lərin quraşdırılmış gücündən istifadə əmsalı isə 80%-i keçə bilər. Atom elektrik stansiyalarının regionun ümumi enerji balansında payı artdıqca onlar manevr rejimində də (yerli enerji sistemindəki yük pozuntularını örtmək üçün) işləyə bilirlər. Atom elektrik stansiyalarının yanacağın dəyişdirilmədən uzun müddət işləmək qabiliyyəti onları ucqar rayonlarda istifadə etməyə imkan verir. Avadanlıq sxemi gəmidə olan atom elektrik stansiyalarında həyata keçirilən prinsiplərə əsaslanan AES-lər hazırlanmışdır. qurğular (bax: Nüvə gəmisi). Belə atom elektrik stansiyaları, məsələn, barjada yerləşdirilə bilər. Metallurgiya, kimya və neft sənayesində, kömür və şistin qazlaşdırılmasında, sintetik karbohidrogen yanacaqlarının istehsalında texnoloji proseslərin həyata keçirilməsi üçün istilik enerjisi istehsal edən HTGR-li perspektivli atom elektrik stansiyaları. AES-in istismar müddəti 25-30 ildir. Atom elektrik stansiyasının istismardan çıxarılması, reaktorun sökülməsi və onun sahəsinin “yaşıl qazon” vəziyyətinə gətirilməsi hər bir konkret halda hazırlanmış planlara uyğun olaraq həyata keçirilən mürəkkəb və bahalı təşkilati-texniki tədbirdir.
Dünyada 5000 kVt gücündə işləyən ilk atom elektrik stansiyası Rusiyada 1954-cü ildə Obninsk şəhərində işə salınıb. 1956-cı ildə Böyük Britaniyada Kalder Hall nüvə elektrik stansiyası (46 MVt), 1957-ci ildə ABŞ-da Shippingport-da (60 MVt) atom elektrik stansiyası istifadəyə verildi. 1974-cü ildə dünyada ilk istilik elektrik stansiyası olan Bilibinskaya (Çukotka Muxtar Dairəsi) işə salındı. 2-ci yarıda böyük iqtisadi atom elektrik stansiyalarının kütləvi tikintisinə başlandı. 1960-cı illər Lakin Çernobıl AES-də baş vermiş qəzadan (1986-cı il) sonra nüvə enerjisinin cəlbediciliyi nəzərəçarpacaq dərəcədə azaldı və kifayət qədər öz ənənəvi yanacaq-energetika ehtiyatlarına və ya onlara çıxış imkanına malik bir sıra ölkələrdə yeni nüvə enerjisinin tikintisi zavodlar faktiki olaraq dayanıb (Rusiya, ABŞ, Böyük Britaniya, Almaniya). 21-ci əsrin əvvəlində, 11 mart 2011-ci ildə Yaponiyanın şərq sahillərində Sakit Okeanda 9,0-9,1 bal gücündə güclü zəlzələ nəticəsində və ondan sonrakı sunami(dalğanın hündürlüyü 40,5 m-ə çatdı) Fukusima1 atom elektrik stansiyasında (Okuma qəsəbəsi, Fukusima prefekturası) ən böyüyütexnoloji fəlakət– Beynəlxalq Nüvə Hadisələri Şkalasına görə maksimum 7 səviyyəli radiasiya qəzası. Sunami xarici enerji təchizatını və ehtiyat dizel generatorlarını sıradan çıxardı, bu da bütün normal və qəza soyutma sistemlərinin işləməməsinə səbəb oldu və qəzanın ilk günlərində 1, 2 və 3-cü enerji bloklarında reaktor nüvəsinin əriməsinə səbəb oldu. 2013-cü ilin dekabrında AES rəsmi olaraq bağlandı. 2016-cı ilin birinci yarısına olan məlumata görə, yüksək radiasiya səviyyəsi təkcə reaktor binalarında olan insanların deyil, robotların da işləməsini qeyri-mümkün edir. yüksək səviyyə radiasiya sıradan çıxıb. Torpaq laylarının xüsusi anbarlara götürülməsi və məhv edilməsinin 30 il çəkəcəyi planlaşdırılır.
Dünyanın 31 ölkəsi atom elektrik stansiyalarından istifadə edir. 2015-ci il üçün etibarlıdır. Ümumi gücü 381 000 MVt-dan (381 GVt) çox olan 440 nüvə enerjisi reaktoru (güc blokları). TAMAM. 70 nüvə reaktoru tikilir. Ümumi elektrik enerjisi istehsalında payına görə dünya lideri Fransadır (quraşdırılmış gücə görə ikinci yer), burada nüvə enerjisi 76,9% təşkil edir.
2015-ci ildə dünyanın ən böyük atom elektrik stansiyası (quraşdırılmış gücünə görə) Kaşivazaki-Karivadır (Kaşivazaki, Niigata prefekturası, Yaponiya). Ümumi gücü 8212 MVt (8,212 QVt) olan 5 qaynar su reaktoru (BWR) və 2 təkmil qaynar su reaktoru (ABWR) işləyir.
Avropanın ən böyük atom elektrik stansiyası Zaporojye AES-dir (Enerqodar, Zaporojye vilayəti, Ukrayna). 1996-cı ildən etibarən ümumi gücü 6000 MVt (6 QVt) olan VVER-1000 reaktorlu 6 enerji bloku işləyir.
| Cədvəl 1. Dünyada nüvə enerjisinin ən böyük istehlakçıları | |||
| dövlət | Enerji bloklarının sayı | Ümumi güc (MW) | Cəmi yaradıldı elektrik enerjisi (milyar kVt/saat) |
| ABŞ | 104 | 101 456 | 863,63 |
| Fransa | 58 | 63 130 | 439,74 |
| Yaponiya | 48 | 42 388 | 263,83 |
| Rusiya | 34 | 24 643 | 177,39 |
| Cənubi Koreya | 23 | 20 717 | 149,2 |
| Çin | 23 | 19 907 | 123,81 |
| Kanada | 19 | 13 500 | 98,59 |
| Ukrayna | 15 | 13 107 | 83,13 |
| Almaniya | 9 | 12 074 | 91,78 |
| Böyük Britaniya | 16 | 9373 | 57,92 |
ABŞ və Yaponiya ayrı-ayrı sənaye sahələrinin, yaşayış komplekslərinin və gələcəkdə fərdi evlərin istilik və enerji təchizatı üçün təxminən 10-20 MVt gücündə mini-nüvə elektrik stansiyalarını inkişaf etdirir. Kiçik ölçülü reaktorlar nüvə materialının sızma ehtimalını xeyli azaldan təhlükəsiz texnologiyalardan istifadə etməklə yaradılmışdır.
2015-ci ilə qədər Rusiyada 10 AES fəaliyyət göstərir ki, onların ümumi gücü 24,643 MVt (24,643 GVt) olan 34 enerji bloku işləyir, onlardan 18 enerji bloku VVER tipli reaktorlarla (o cümlədən 11 VVER-1000 enerji bloku və 6 VVER- müxtəlif modifikasiyalı 440 güc bloku); Kanal reaktorlu 15 enerji bloku (RBMK-1000 tipli reaktorlu 11 enerji bloku və EGP-6 tipli reaktorlu 4 enerji bloku - 6 soyuducu dövriyyəsi olan Enerji Heterojen Döngü Reaktoru, elektrik enerjisi 12 MVt); BN-600 natriumla soyudulmuş sürətli neytron reaktoru olan 1 enerji bloku (istifadəyə verilmə prosesində) kommersiya əməliyyatı 1 enerji bloku BN-800 var). "Rusiya Atom Enerjisi Sənayesi Kompleksinin İnkişafı" Federal Hədəf Proqramına uyğun olaraq, 2025-ci ilə qədər Rusiya Federasiyasında atom elektrik stansiyalarında istehsal olunan elektrik enerjisinin payı 17% -dən 25% -ə qədər artmalı və təqribən 25% -ə çatmalıdır. 30,5 GVt. 26 yeni enerji blokunun, ikisi üzən olmaqla 6 yeni atom elektrik stansiyasının tikintisi planlaşdırılır (Cədvəl 2).
| Cədvəl 2. Rusiya Federasiyasının ərazisində fəaliyyət göstərən AES-lər | ||||
| NPP adı | Enerji bloklarının sayı | Enerji bloklarının istismara verilməsi illəri | Ümumi quraşdırılmış güc (MW) | Reaktor növü |
| Balakovo AES (Balakovo yaxınlığında) | 4 | 1985, 1987, 1988, 1993 | 4000 | VVER-1000 |
| Kalinin AES [Tverdən 125 km, Udomlya çayının sahilində (Tver vilayəti)] | 4 | 1984, 1986, 2004, 2011 | 4000 | VVER-1000 |
| Kursk AES (Kurçatov şəhəri yaxınlığında, Seym çayının sol sahilində) | 4 | 1976, 1979, 1983, 1985 | 4000 | RBMK-1000 |
| Leninqrad AES (Sosnovy Bor yaxınlığında) | 4 tikilməkdədir - 4 | 1973, 1975, 1979, 1981 | 4000 | RBMK-1000 (ölkədə bu tip reaktorları olan ilk zavod) |
| Rostov AES (Tsimlyansk su anbarının sahilində, Volqodonsk şəhərindən 13,5 km məsafədə yerləşir) | 3 | 2001, 2010, 2015 | 3100 | VVER-1000 |
| Smolensk AES (Desnoqorsk peyk şəhərindən 3 km) | 3 | 1982, 1985, 1990 | 3000 | RBMK-1000 |
| Novovoronej AES (Novovoronej yaxınlığında) | 5; (2 - geri çəkildi), tikilməkdə - 2. | 1964 və 1969 (geri götürüldü), 1971, 1972, 1980 | 1800 | VVER-440; VVER-1000 |
| Kola AES (Murmanskdan 200 km cənubda İmandra gölünün sahilində) | 4 | 1973, 1974, 1981, 1984 | 1760 | VVER-440 |
| Beloyarsk AES (Zareçnı yaxınlığında) | 2 | 1980, 2015 | 600 800 | BN-600 BN-800 |
| Bilibino AES | 4 | 1974 (2), 1975, 1976 | 48 | EGP-6 |
Rusiya Federasiyasında proqnozlaşdırılan AES-lər
2008-ci ildən etibarən yeni AES-2006 layihəsinə uyğun olaraq (təkmilləşdirilmiş texniki-iqtisadi göstəricilərə malik yeni nəsil "3+" Rusiya Atom Elektrik Stansiyasının layihəsi), Novovoronej AES-2 (Novovoronej AES yaxınlığında) tikilir. VVER-1200 reaktorlarının istifadəsini nəzərdə tutur. Ümumi gücü 2400 MVt olan 2 enerji blokunun tikintisi davam etdirilir, gələcəkdə daha 2 enerji blokunun tikintisi nəzərdə tutulur.
Baltik AES 1200 MVt gücündə VVER-1200 reaktor zavodunun istifadəsini nəzərdə tutur; enerji blokları - 2. Ümumi quraşdırılmış gücü 2300 MVt-dır. Birinci blokun istismara verilməsi 2020-ci ilə planlaşdırılır. Rusiyanın Atom Enerjisi üzrə Federal Agentliyi aşağı gücə malik üzən atom elektrik stansiyalarının yaradılması layihəsini həyata keçirir. Tikilməkdə olan Akademik Lomonosov atom elektrik stansiyası dünyada ilk üzən atom elektrik stansiyası olacaq. Üzən stansiyadan elektrik və istilik enerjisi istehsal etmək, həmçinin dəniz suyunu duzsuzlaşdırmaq üçün istifadə etmək olar. Gündə 40-240 min m 2 şirin su istehsal edə bilir. Hər bir reaktorun quraşdırılmış elektrik gücü 35 MVt təşkil edir. Stansiyanın 2018-ci ildə istifadəyə verilməsi planlaşdırılır.
Rusiyanın nüvə enerjisi üzrə beynəlxalq layihələri
23.9.2013 Rusiya Buşəhr AES-in (Buşir) istismarını İrana təhvil verib. , Buşehr şəhəri yaxınlığında (Buşir dayanacağı); enerji bloklarının sayı - 3 (1 tikilmiş, 2 - tikilməkdədir); reaktor növü - VVER-1000. "Kudankulam" AES, Kudankulam şəhəri yaxınlığında (Tamil Nadu, Hindistan); enerji bloklarının sayı - 4 (1 - istismarda, 3 - tikilməkdədir); reaktor növü - VVER-1000. "Akkuyu" AES, Mersin şəhəri yaxınlığında (il Mersin, Türkiyə); enerji bloklarının sayı - 4 (tikilməkdədir); reaktor növü - VVER-1200; Belarus AES (Ostrovets, Qrodno vilayəti, Belarus); enerji bloklarının sayı - 2 (tikilməkdədir); reaktor növü - VVER-1200. AES Hanhikivi 1 (Cape Hanhikivi, Pohjois-Pohjanmaa bölgəsi, Finlandiya); enerji bloklarının sayı - 1 (tikilməkdədir); reaktor növü - VVER-1200.
Atom elektrik stansiyaları
Atom elektrik stansiyaları müəyyən şərtlər altında müəyyən edilmiş rejimlərə riayət etməklə enerji istehsal edən nüvə qurğularıdır. Bu məqsədlər üçün layihə ilə müəyyən edilmiş ərazidən istifadə olunur ki, burada nüvə reaktorları tapşırıqların yerinə yetirilməsi üçün zəruri sistemlər, qurğular, avadanlıqlar və strukturlarla birlikdə istifadə olunur. Qarşıya qoyulan vəzifələri yerinə yetirmək üçün ixtisaslaşmış kadrlar cəlb olunur.
Rusiyadakı bütün atom elektrik stansiyaları
Ölkəmizdə və xaricdə nüvə enerjisinin tarixi
1940-cı illərin ikinci yarısı elektrik enerjisi istehsal etmək üçün dinc atomdan istifadəni nəzərdə tutan ilk layihənin yaradılması üzərində işlərin başlanması ilə əlamətdar oldu. 1948-ci ildə İ.V. Kurçatov, partiyanın tapşırığını rəhbər tutaraq və Sovet hökuməti, elektrik enerjisi istehsalı üçün atom enerjisindən praktiki istifadə üzrə işlərə başlamaq təklifi ilə çıxış edib.
İki il sonra, 1950-ci ildə, Obninskoye kəndindən bir qədər aralıda Kaluqa bölgəsi, planetdə ilk atom elektrik stansiyasının tikintisinə başlanıldı. 27.06.1954-cü ildə dünyada 5 MVt gücündə ilk sənaye nüvə elektrik stansiyasının işə salınması baş tutdu. Sovet İttifaqı atomdan dinc məqsədlər üçün istifadə etməkdə uğur qazanan dünyada ilk dövlət oldu. Stansiya o vaxta qədər şəhər statusu almış Obninskdə açılıb.
Lakin sovet alimləri bununla kifayətlənmədilər, onlar bu istiqamətdə işlərini davam etdirdilər, xüsusən də yalnız dörd ildən sonra, 1958-ci ildə Sibir AES-in birinci mərhələsinin istismarına başlanıldı. Onun gücü Obninskdəki stansiyadan dəfələrlə çox idi və 100 MVt təşkil edirdi. Ancaq yerli alimlər üçün bu, həddi deyildi, bütün işlər başa çatdıqdan sonra stansiyanın layihə gücü 600 MVt idi.
Açıq yerlərdə Sovet İttifaqı, atom elektrik stansiyalarının tikintisi o dövrdə böyük miqyas aldı. Elə həmin il Beloyarsk AES-in tikintisinə başlanıldı, onun birinci mərhələsi, artıq 1964-cü ilin aprelində ilk istehlakçıları təmin etdi. Atom elektrik stansiyalarının tikintisi coğrafiyası bütün ölkəni şəbəkəsi ilə qarışdırdı, elə həmin il onlar Voronejdə AES-in birinci blokunu işə saldılar, onun gücü 210 MVt idi, ikinci blok beş ildən sonra 1969-cu ildə işə salındı. 365 MVt gücü ilə öyünür. atom elektrik stansiyalarının tikintisində bum sovet dövründə səngimədi. Yeni stansiyalar və ya artıq tikilmiş əlavə qurğular bir neçə il fasilələrlə işə salındı. Beləliklə, artıq 1973-cü ildə Leninqrad öz atom elektrik stansiyasını aldı.
Lakin sovet dövləti dünyada yeganə belə layihələrə yiyələnməyə qadir deyildi. Böyük Britaniyada onlar da yatmadılar və bu istiqamətin perspektivlərini dərk edərək bu məsələni fəal şəkildə öyrəndilər. Cəmi iki il sonra, Obninskdə stansiya açıldıqdan sonra ingilislər dinc atomun inkişafı üçün öz layihələrini işə saldılar. 1956-cı ildə İngilislər Kalder-Hall şəhərində öz stansiyalarını işə saldılar, onun gücü sovet analoqunu üstələdi və 46 MVt təşkil etdi. Atlantikanın o tayında da geri qalmayan amerikalılar bir il sonra Shipportda stansiyanı təntənəli şəkildə işə saldılar. Obyektin gücü 60 MVt idi.
Bununla belə, dinc atomun inkişafı, bütün dünyanın tezliklə öyrəndiyi gizli təhlükələrlə dolu idi. İlk əlamət 1979-cu ildə Three Mile Island-da baş vermiş böyük qəza idi, lakin ondan sonra bütün dünyanı, Sovet İttifaqında, kiçik şəhərÇernobıl böyük miqyaslı fəlakət idi, 1986-cı ildə baş verdi. Faciənin nəticələri düzəlməz idi, lakin bununla yanaşı, bu fakt bütün dünyanı nüvə enerjisindən dinc məqsədlər üçün istifadənin məqsədəuyğunluğu barədə düşünməyə vadar etdi.
Bu sənayenin dünya korifeyləri nüvə obyektlərinin təhlükəsizliyini artırmaq barədə ciddi düşünürlər. Nəticə 1989-cu il mayın 15-də Sovet paytaxtında təşkil olunan təsis yığıncağı oldu. Assambleya nüvə elektrik stansiyalarının bütün operatorlarını əhatə edən Ümumdünya Assosiasiyası yaratmaq qərarına gəldi, onun ümumi qəbul edilmiş abbreviaturası WANO-dur. Təşkilat öz proqramlarının icrası zamanı dünyada atom elektrik stansiyalarının təhlükəsizlik səviyyəsinin yüksəldilməsinə sistemli şəkildə nəzarət edir. Bununla belə, edilən bütün səylərə baxmayaraq, hətta ən müasir və ilk baxışdan təhlükəsiz görünən obyektlər də elementlərin hücumuna tab gətirə bilmir. Məhz zəlzələ və ondan sonra gələn sunami şəklində özünü göstərən endogen fəlakət səbəbindən 2011-ci ildə “Fukusima-1” stansiyasında qəza baş verdi.
Atom qaralma
AES təsnifatı
Atom elektrik stansiyaları istehsal etdikləri enerji növünə və reaktorların növünə görə iki meyara görə təsnif edilir. Reaktorun növündən asılı olaraq istehsal olunan enerjinin miqdarı, təhlükəsizlik səviyyəsi, həmçinin stansiyada hansı xammaldan istifadə olunduğu müəyyən edilir.
Stansiyaların istehsal etdiyi enerji növünə görə onlar iki növə bölünür:
Atom elektrik stansiyaları. Onların əsas funksiyası elektrik enerjisi istehsal etməkdir.
Nüvə istilik elektrik stansiyaları. Orada quraşdırılan istilik qurğuları hesabına stansiyada qaçılmaz olan istilik itkilərindən istifadə edərək şəbəkə suyunu qızdırmaq mümkün olur. Belə ki, bu stansiyalar elektrik enerjisi ilə yanaşı, istilik enerjisi də istehsal edir.
Bir çox variantı araşdırdıqdan sonra alimlər belə qənaətə gəldilər ki, ən rasional olan onların hazırda bütün dünyada istifadə olunan üç çeşididir. Onlar bir neçə cəhətdən fərqlənirlər:
- İstifadə olunan yanacaq;
- Tətbiq olunan soyuducu;
- Tələb olunan temperaturu saxlamaq üçün işləyən nüvələr;
- Çürümə zamanı buraxılan və zəncirvari reaksiyanı dəstəkləmək üçün çox zəruri olan neytronların sürətinin azalmasını təyin edən bir növ moderator.
Ən çox yayılmış növü yanacaq kimi zənginləşdirilmiş urandan istifadə edən reaktordur. Burada soyuducu və moderator kimi adi və ya yüngül su istifadə olunur. Belə reaktorlara yüngül su deyilir, onların iki növü var. Birincidə, turbinləri çevirmək üçün istifadə olunan buxar qaynar su reaktoru adlanan aktiv zonada əmələ gəlir. İkincidə, istilik dəyişdiriciləri və buxar generatorları vasitəsilə birincil dövrəyə qoşulan xarici dövrədə buxar istehsalı baş verir. Bu reaktor ötən əsrin 50-ci illərində hazırlanmağa başladı, onların əsasını ABŞ ordusunun proqramları təşkil edirdi. Eyni zamanda, təxminən eyni vaxtda, Soyuz, bir qrafit çubuğunun moderator rolunu oynadığı bir qaynar su reaktorunu inkişaf etdirdi.
Təcrübədə tətbiqini tapmış bu tip moderatorlu reaktor növüdür. Söhbət qazla soyudulan reaktordan gedir. Onun tarixi qırxıncı illərin sonu, XX əsrin 50-ci illərinin əvvəllərində başlamışdır, əvvəlcə bu növün inkişafı nüvə silahının istehsalında istifadə edilmişdir. Bu baxımdan onun üçün iki növ yanacaq uyğundur, bunlar silah dərəcəli plutonium və təbii urandır.
Ticarət uğurları ilə müşayiət olunan son layihə soyuducu kimi ağır suyun, yanacaq kimi isə artıq bizə tanış olan təbii uranın istifadə olunduğu reaktor idi. Əvvəlcə bir neçə ölkə bu cür reaktorları layihələndirdi, lakin nəticədə onların istehsalı Kanadada cəmləşdi, bu da bu ölkədə kütləvi uran yataqlarının olmasının səbəbi oldu.
Torium atom elektrik stansiyaları - gələcəyin enerjisi?
Nüvə reaktorlarının növlərinin təkmilləşdirilməsi tarixi
Planetdə ilk AES-in reaktoru çox ağlabatan və həyat qabiliyyətli dizayn idi və bu, stansiyanın uzunmüddətli və qüsursuz istismarı zamanı sübuta yetirildi. Onun tərkib elementləri arasında:
- yan sudan qorunma;
- hörgü korpusu;
- üst örtük;
- prefabrik kollektor;
- yanacaq kanalı;
- üst boşqab;
- qrafit hörgü;
- alt lövhə;
- paylama manifoldu.
TVEL üzlükləri və texnoloji kanallar üçün əsas konstruktiv material kimi paslanmayan polad seçilmişdi, o dövrdə 300°C temperaturda işləmək üçün yararlı ola bilən sirkonium ərintiləri haqqında məlumat yox idi. Belə bir reaktorun soyudulması su ilə həyata keçirildi, onun verildiyi təzyiq isə 100 dərəcə idi. Bu vəziyyətdə, buxar 280 ° C temperaturda buraxıldı ki, bu da kifayət qədər orta parametrdir.
Nüvə reaktorunun kanalları elə qurulmuşdu ki, onları tamamilə əvəz etmək mümkün idi. Bu, aktivlik zonasında yanacağın sərf etdiyi vaxtdan qaynaqlanan resursun məhdudlaşdırılması ilə əlaqədardır. Dizaynerlər şüalanma altında fəaliyyət zonasında yerləşən struktur materialların bütün resursunu, yəni təxminən 30 il ərzində işləyə biləcəyini gözləmək üçün heç bir səbəb tapmadılar.
TVEL-in dizaynına gəlincə, birtərəfli soyutma mexanizmi olan boru variantının qəbul edilməsi qərara alındı
Bu, yanacaq elementinin nasazlığı halında parçalanma məhsullarının dövrəyə daxil olma ehtimalını azaldır. TVEL örtüyünün temperaturunu tənzimləmək üçün, isti su matrisi vasitəsi ilə səpələnmiş taxıl formasına malik olan uranomolibden ərintisinin yanacaq tərkibi istifadə edilmişdir. Bu üsulla işlənmiş nüvə yanacağı yüksək etibarlı yanacaq elementləri almağa imkan verdi. yüksək istilik yükləri altında işləməyə qadirdir.
Bədnam Çernobıl AES-i dinc nüvə texnologiyalarının inkişafının növbəti mərhələsinə nümunə ola bilər. O dövrdə onun tikintisində istifadə olunan texnologiyalar dünyada ən qabaqcıl, reaktor növü isə ən müasir hesab edilirdi. Söhbət RBMK-1000 reaktorundan gedir.
Belə bir reaktorun istilik gücü 3200 MVt-a çatdı, onun elektrik gücü 500 MVt-a çatan iki turbogenerator olduğu halda, bir enerji blokunun 1000 MVt elektrik gücü var. Zənginləşdirilmiş uran dioksidi RBMK üçün yanacaq kimi istifadə edilmişdir. Proses başlamazdan əvvəl ilkin vəziyyətdə bir ton belə yanacağın tərkibində təxminən 20 kq yanacaq, yəni uran - 235. Uran dioksidinin reaktora stasionar yüklənməsi ilə maddənin kütləsi 180 ton təşkil edir.
Amma yükləmə prosesi kütləvi deyil, yanacaq elementləri reaktorda yerləşdirilir, artıq bizə TVEL yaxşı məlumdur. Əslində, onlar bir sirkonyum ərintisi istifadə olunan borulardır. Tərkibində silindrik formaya malik uran dioksid tabletləri var. Reaktorun fəaliyyət zonasında onlar hər biri 18 yanacaq elementini birləşdirən yanacaq birləşmələrinə yerləşdirilir.
Belə bir reaktorda 1700-ə qədər belə məclis var və onlar bu məqsədlər üçün xüsusi olaraq şaquli formalı texnoloji kanalların tərtib edildiyi qrafit hörgüyə yerləşdirilir. Məhz onlarda soyuducu dövran edir, RMBC-də rolu su oynayır. Sirkulyasiya nasoslarına məruz qaldıqda su burulğanı meydana gəlir, onlardan səkkiz ədəd var. Reaktor şaftın içərisində, qrafik hörgü isə 30 mm qalınlığında silindrik gövdədə yerləşir. Bütün aparatın dəstəyi beton bazadır, onun altında bir hovuz var - qəzanın lokallaşdırılmasına xidmət edən bir qabarcıq.
Üçüncü nəsil reaktorlar ağır sudan istifadə edir
Əsas elementi deuteriumdur. Ən çox yayılmış dizayn CANDU adlanır, Kanadada hazırlanıb və bütün dünyada geniş istifadə olunur. Belə reaktorların nüvəsi üfüqi vəziyyətdə yerləşir və silindrik çənlər istilik kamerası rolunu oynayır. Yanacaq kanalı bütün istilik kamerası boyunca uzanır, bu kanalların hər birində iki konsentrik boru var. Xarici və daxili borular var.
Daxili boruda yanacaq soyuducu təzyiq altındadır ki, bu da əməliyyat zamanı reaktoru əlavə yanacaqla doldurmağa imkan verir. Moderator kimi D20 formulalı ağır su istifadə olunur. Qapalı dövr ərzində su yanacaq dəstələri olan reaktorun boruları vasitəsilə vurulur. Nüvə parçalanması nəticəsində istilik ayrılır.
Ağır sudan istifadə edərkən soyutma dövrü buxar generatorlarından keçməkdən ibarətdir, burada adi su ağır suyun buraxdığı istilikdən qaynar, nəticədə yüksək təzyiqli buxar əmələ gəlir. O, reaktora geri paylanır, nəticədə qapalı soyutma dövrü baş verir.
Məhz bu yolda dünyanın müxtəlif ölkələrində istifadə olunan və istifadə olunan nüvə reaktorlarının növlərinin mərhələli təkmilləşdirilməsi baş verdi.
Atom elektrik stansiyası nədir?
Atom elektrik stansiyası və ya atom elektrik stansiyası istilik mənbəyinin nüvə reaktoru olduğu bir istilik elektrik stansiyasıdır. Tipik olaraq, bütün adi istilik elektrik stansiyalarında istilik elektrik enerjisi istehsal edən elektrik generatoruna qoşulmuş buxar turbinini hərəkətə gətirən buxar yaratmaq üçün istifadə olunur. 2014-cü il aprelin 23-nə olan məlumata görə, MAQATE dünyanın 31 ölkəsində 435 nüvə reaktorunun işləməsi barədə məlumat verib. Atom elektrik stansiyaları ümumiyyətlə əsas yük stansiyaları hesab olunur, çünki yanacağın maya dəyəri istehsal maya dəyərinin kiçik bir hissəsini təşkil edir. onların əməliyyat xərcləri, Baxım və yanacaq, hidro ilə birlikdə, sıranın aşağı sonundadır və bu, onları əsas yüklü elektrik təminatçıları rolu üçün uyğun edir. Bununla belə, işlənmiş yanacağın utilizasiyası xərcləri olduqca dəyişkəndir.
Nüvə sənayesinin tarixi
Tarixdə ilk dəfə olaraq 3 sentyabr 1948-ci ildə Amerika Birləşmiş Ştatlarının Tennessi ştatının Oak Ridge şəhərindəki X-10 Qrafit Reaktorunda nüvə reaktoru vasitəsilə elektrik enerjisi istehsal edilmişdir. Bu reaktor ilk atom elektrik stansiyasının prototipi idi və közərmə lampasını işə salmaq üçün kifayət qədər elektrik enerjisi istehsal edirdi. İkinci böyük təcrübə 1951-ci il dekabrın 20-də Amerika Birləşmiş Ştatlarının Aydaho ştatının Arko şəhəri yaxınlığındakı EBR-I təcrübə stansiyasında həyata keçirildi. 27 iyun 1954-cü ildə Sovet İttifaqının Obninsk şəhərində enerji sistemi üçün elektrik enerjisi istehsal etmək üçün dünyada ilk atom elektrik stansiyası fəaliyyətə başladı. Dünyanın ilk tam miqyaslı elektrik stansiyası Calder Hall 17 oktyabr 1956-cı ildə İngiltərədə işə salındı. Dünyanın ilk tam miqyaslı elektrik stansiyası, yalnız elektrik enerjisi istehsalı üçün nəzərdə tutulmuş Shippingport (Calder Hall da plutonium istehsalı üçün nəzərdə tutulmuşdu) 18 dekabr 1957-ci ildə Amerika Birləşmiş Ştatlarında şəbəkəyə qoşuldu.
Atom elektrik stansiyası necə işləyir
Elektrik enerjisinə çevrilmə adi istilik elektrik stansiyalarında olduğu kimi dolayı yolla baş verir. Nüvə reaktorunda atomun nüvəsinin parçalanması reaktorun soyuducu suyunu qızdırır. Reaktorun növündən asılı olaraq soyuducu su və ya qaz, hətta maye metal ola bilər. Sonra reaktorun soyuducusu buxar generatoruna keçir və buxar hasil etmək üçün suyu qızdırır. Sonra təzyiqli buxar adətən çoxmərhələli buxar turbininə verilir. Buxar turbin genişləndikdən və buxarı qismən qatılaşdırdıqdan sonra qalan buxar kondensatorda kondensasiya olunur. Kondensator çay və ya soyutma qülləsi kimi ikincil soyutma dövrəsinə qoşulan istilik dəyişdiricisidir. Sonra su yenidən buxar generatoruna vurulur və dövrə yenidən başlayır. Buxar-su dövrü Rankine dövrünə uyğundur.
nüvə reaktoru nüvə elektrik stansiyası
Nüvə reaktoru stansiyanın ürəyidir. Onun mərkəzi hissəsində, reaktorun nüvəsində, atom nüvəsinin idarə olunan parçalanması nəticəsində istilik əmələ gəlir. Bu istilik reaktordan pompalanarkən soyuducunu qızdırır və beləliklə, reaktordan enerji çıxarır. Nüvə parçalanmasından gələn istilik buxar istehsal etmək üçün istifadə olunur, turbinlərdən keçir və bu da öz növbəsində elektrik generatorlarını gücləndirir.
Nüvə reaktorları adətən zəncirvari reaksiya üçün yanacaq kimi urandan istifadə edirlər. Uran Yerdəki qayaların əksəriyyətində dəniz suyunda bol olan çox ağır metaldır. Təbii uran iki fərqli izotop şəklində meydana gəlir: təbii uranın 99,3%-ni təşkil edən uran-238 (U-238) və təbii uranın təxminən 0,7%-ni təşkil edən uran-235 (U-235). İzotoplar eyni elementin müxtəlif sayda neytronları olan atomlarıdır. Beləliklə, U-238-də 146 neytron, U-235-də isə 143 neytron var. Fərqli izotopların fərqli davranış nümunələri var. Məsələn, U-235 parçalanır, yəni asanlıqla parçalanır və çoxlu enerji buraxır, bu da onu nüvə enerjisi üçün ideal edir. Digər tərəfdən, U-238 eyni element olmasına baxmayaraq, bu xüsusiyyətə malik deyil. Fərqli izotopların da fərqli yarım ömrü var. Yarımparçalanma müddəti radioaktiv element nümunəsinin yarısının parçalanması üçün lazım olan vaxtdır. U-238-in yarımxaricolma dövrü U-235-dən daha uzundur, ona görə də onun parçalanması daha çox vaxt aparır. Bu həm də U-238-in U-235-dən daha az radioaktiv olması deməkdir.
Nüvə parçalanması radioaktivlik yaratdığından reaktorun nüvəsi qoruyucu qalxanla əhatə olunub. Bu qabıq radiasiyanı udur və radioaktiv materialın ətraf mühitə buraxılmasının qarşısını alır. Bundan əlavə, reaktoru həm daxili qəzalardan, həm də xarici təsirlərdən qorumaq üçün bir çox reaktorlar beton günbəzlə təchiz edilmişdir.
Buxar turbinli atom elektrik stansiyası
Buxar turbininin məqsədi buxarda olan istiliyi mexaniki enerjiyə çevirməkdir. Buxar turbinli maşın otağı, bir qayda olaraq, əsas nüvə reaktorunun binasından struktur olaraq ayrılır. Turbin zalının və nüvə reaktorunun binaları elə yerləşdirilib ki, istismar zamanı turbin partlaması zamanı dəmir parçaları reaktora çatmasın.
Təzyiqli su ilə soyudulmuş nüvə reaktoru vəziyyətində buxar turbin nüvə sistemindən ayrılır. Buxar generatorunda sızma və beləliklə, ilkin dövrəyə daxil olan radioaktiv suyun aşkar edilməsi üçün buxar generatorundan çıxan buxara nəzarət edən radiometr quraşdırılır. Bunun əksinə olaraq, qaynar su reaktorlarında radioaktiv su buxar turbinindən keçir ki, turbin nüvə stansiyasının radioqrafik olaraq idarə olunan sahəsinin bir hissəsi olsun.
Atom Elektrik Stansiyasının Generatoru
Generator turbinin mexaniki enerjisini elektrik enerjisinə çevirir. Yüksək nominal gücün aşağı gərginlikli sinxron alternatorları istifadə olunur.
AES soyutma sistemi
Soyutma sistemi reaktorun nüvəsindən istiliyi çıxarır və onu stansiyanın başqa sahəsinə nəql edir, burada istilik enerjisi elektrik enerjisi istehsal etmək və ya digər işlərin yerinə yetirilməsi üçün istifadə oluna bilər. faydalı iş. Tipik olaraq, isti istilik ötürücü maye qazan üçün istilik mənbəyi kimi istifadə olunur və qazandan gələn təzyiqli buxar elektrik generatorlarının bir və ya bir neçə buxar turbinini hərəkətə gətirir.
AES təhlükəsizlik klapanları
Təcili vəziyyətdə istifadə edilə bilər təhlükəsizlik klapanları boruların qopmasının və ya reaktorun partlamasının qarşısını almaq üçün. Klapanlar elə qurulmuşdur ki, bütün təchiz olunmuş enerji daşıyıcılarının təzyiqində ən kiçik artımı aşkar edə bilsin. Qaynar su reaktoru vəziyyətində buxar təzyiqi azaltma kamerasına göndərilir və orada kondensasiya olunur. İstilik dəyişdiricisindəki kameralar aralıq soyutma dövrəsinə bağlıdır.
Atom elektrik stansiyasının qidalanma suyu nasosu
Buxar generatorunda və nüvə reaktorunda suyun səviyyəsi qidalanma suyu sistemi ilə idarə olunur. Yem suyu nasosunun vəzifəsi kondensatın təmizlənməsi sistemindən suyu çəkmək, təzyiqi artırmaq və onu buxar generatorlarına (təzyiqli su reaktoru vəziyyətində) və ya birbaşa reaktora (qaynar su reaktorları üçün) yönəltməkdir.
AES-in təcili enerji təchizatı
Əksər atom elektrik stansiyaları iki müxtəlif enerji mənbəyinə, yəni paylayıcı yarımstansiyada kifayət qədər ayrılmış və bir neçə elektrik xəttindən qidalana bilən qidalandırıcı stansiyaların kənar köməkçi transformatorlarına ehtiyac duyur. Bundan əlavə, bəzi atom elektrik stansiyalarında turbin generatoru gücləndirici transformatora çatmazdan əvvəl generatorun şinlərindən elektrik enerjisini buraxan köməkçi transformatorlardan istifadə etməklə stansiyanın istismarı zamanı elektrik stansiyasının köməkçi ehtiyaclarını təmin edə bilər (bu zavodlarda həmçinin zavodun köməkçi transformatorları var ki, onlar xarici enerji mənbələrindən birbaşa paylayıcı yarımstansiyadan elektrik enerjisi almaq). Hətta iki artıq enerji təchizatı ilə belə, xarici mənbələrdən tam enerji təchizatı mümkündür. Atom elektrik stansiyaları təcili enerji mənbəyi ilə təchiz edilmişdir.
Atom elektrik stansiyasında mütəxəssislər
- nüvə mühəndisləri
- Nüvə reaktorlarının operatorları
- Dozimetriya xidməti işçiləri
- Fövqəladə hallara cavab verən komanda heyəti
- Nüvə Tənzimləmə Komissiyasının daimi müfəttişləri
Amerika Birləşmiş Ştatlarında və Kanadada elektrik stansiyasının işçiləri, rəhbər işçilər, ixtisaslı işçilər (mühəndislər kimi) və təhlükəsizlik işçiləri istisna olmaqla, ya Beynəlxalq Elektrik İşçiləri Həmkarlar İttifaqının (IBEW) və ya Kommunal Təsərrüfat İşçiləri İttifaqının üzvü ola bilərlər. Amerika (UWUA) və ya müxtəlif həmkarlar ittifaqlarından və ya maşinistlərin, fəhlələrin, qazanxanaçıların, montajçıların, metal işçilərinin və s. maraqlarını təmsil edən işçilərin təşkilatlarından biri.
AES xərcləri
Yeni atom elektrik stansiyalarının iqtisadiyyatı mübahisəli məsələdir və çoxmilyardlı investisiyalar enerji mənbəyinin seçimindən asılıdır. Atom elektrik stansiyaları adətən yüksək kapital məsrəflərinə malikdir, lakin hasilat, emal, yanacağın istifadəsi və daxili istifadə edilmiş yanacaq saxlama xərcləri ilə bağlı birbaşa yanacaq xərclərinin aşağı olmasıdır. Beləliklə, elektrik enerjisinin istehsalının digər üsulları ilə müqayisə nüvə stansiyaları üçün əsaslı investisiyaların tikintisi və maliyyələşdirilməsinin vaxtı ilə bağlı fərziyyələrdən çox asılıdır. ABŞ-da Prays-Anderson Qanununa əsasən, xərclər smetasına elektrik stansiyasının istismardan çıxarılması və nüvə tullantılarının saxlanması və ya emalı xərcləri daxildir. Dördüncü nəsil reaktorları hazırda nüvə yanacaq dövranını tamamilə bağlamaq üçün bütün istifadə olunmuş nüvə yanacağının (“nüvə tullantıları”) potensial olaraq gələcək reaktorlardan istifadə etməklə təkrar emal oluna biləcəyi perspektivi ilə hazırlanır. Lakin hazırda atom elektrik stansiyalarından çıxan tullantıların effektiv kütləvi utilizasiyası yoxdur və daimi tullantı anbarlarının tikintisi ilə bağlı problemlər səbəbindən demək olar ki, bütün elektrik stansiyalarında hələ də yerində müvəqqəti saxlama üsulu tətbiq olunur. Yalnız Finlandiyanın daimi anbarlar tikmək planları var, ona görə də qlobal miqyasda tullantıların saxlanmasının uzunmüddətli xərcləri qeyri-müəyyəndir.
Digər tərəfdən, tikinti xərcləri və ya karbon vergisi və ya karbon ticarəti kimi qlobal istiləşmənin azaldılması tədbirləri üçün əsaslı xərclər nüvə enerjisinin iqtisadiyyatına getdikcə daha çox üstünlük verir. Daha təkmil reaktor dizaynları vasitəsilə daha yüksək səmərəliliyə nail olmaq ümidi var. III Nəsil Reaktorlarına ən azı 17% daha az yanacaq sərfiyyatı və daha az kapital xərcləri, futuristik Nəsil Dörd Reaktor isə 10,000-30,000% daha çox yanacaq səmərəliliyi və nüvə tullantılarının utilizasiyası vəd edilir.
Şərqi Avropada bir sıra uzunmüddətli layihələr maliyyə tapmaqda çətinlik çəkir, xüsusən Bolqarıstandakı Belene və Rumıniyadakı Cernavoda əlavə reaktorları və bəzi potensial sponsorlar “stansiyanı tərk edib”. Ucuz qazın mövcudluğu və onun gələcək tədarükünün nisbi təhlükəsizliyi də nüvə layihələri üçün əsas problemdir.
Nüvə enerjisinin iqtisadiyyatını təhlil edərkən, gələcəyin qeyri-müəyyənliyi ilə bağlı riskləri kimin daşıdığını nəzərə almaq lazımdır. Bu günə qədər fəaliyyət göstərən bütün atom elektrik stansiyaları dövlətə məxsus və ya dövlət tərəfindən tənzimlənən kommunal inhisarlar tərəfindən tikilib, burada tikinti xərcləri, istismar göstəriciləri, yanacağın qiymətləri və digər amillərlə bağlı bir çox risklər təchizatçılar deyil, istehlakçılar tərəfindən öz üzərinə götürülüb. Artıq bir çox ölkələr elektrik enerjisi bazarını liberallaşdırıblar, burada bu risklər, eləcə də əsaslı xərclərin ödənilməsinə qədər daha ucuz rəqiblərin yaranması riski istehlakçıların deyil, təchizatçıların və zavod operatorlarının çiyninə düşür, bu da elektrik enerjisi bazarında elektrik enerjisi istehsalının azalmasına gətirib çıxarır. yeni atom elektrik stansiyalarının iqtisadiyyatının qiymətləndirilməsində əhəmiyyətli dəyişiklik.
2011-ci ildə Fukusima I qəzası ilə əlaqədar olaraq, işlənmiş yanacağın yerdə saxlanmasına tələblərin artması və dizayn təhlükələrinin artması səbəbindən mövcud və yeni nüvə stansiyaları üçün xərclərin artması ehtimalı var. Bununla belə, hazırda tikilməkdə olan AP1000 kimi bir çox layihələr aktiv soyutma sisteminə ehtiyacı olan Fukusima I-dən fərqli olaraq nüvə təhlükəsizliyi üçün passiv soyutma sistemlərindən istifadə edir və bu, artıq ehtiyatsız təhlükəsizlik avadanlığına daha çox xərcləmə ehtiyacını xeyli azaldır.
AES təhlükəsizliyi
Çarlz Perrou “Normal qəzalar” kitabında deyir ki, çoxsaylı və gözlənilməz uğursuzluqlar mürəkkəb və sıx bir şəkildə qurulur. əlaqəli sistemlər nüvə reaktorları. Belə qəzalar qaçılmazdır və qarşısını almaq mümkün deyil. Massaçusets Texnologiya İnstitutunun (MIT) multidissiplinar komandası hesablayıb ki, 2005-2055-ci illər arasında nüvə enerjisində gözlənilən artım nəzərə alınmaqla, ən azı dörd əsas nüvə qəzaları. Bununla belə, MIT araşdırması 1970-ci illərdən bəri təhlükəsizlik təkmilləşdirmələrini nəzərə almır. 1970-ci ildən bu günə qədər dünyada beş böyük qəza (əsas zərər) baş verib: biri 1979-cu ildə Three Mille Island AES-də, biri 1986-cı ildə Çernobıl AES-də və üçü Fukusima-1 nüvə stansiyasında 2011-ci ildə ikinci nəsil reaktorların işə başlamasına uyğun gələn elektrik stansiyası. Orta hesabla dünyada hər səkkiz ildən bir ağır qəza baş verir.
Nüvə reaktorlarının müasir dizaynları birinci nəsil nüvə reaktorlarından bəri təhlükəsizlik baxımından dəfələrlə təkmilləşdirilmişdir. Atom elektrik stansiyaları nüvə bombası kimi partlaya bilməz, çünki uran reaktorları üçün yanacaq kifayət qədər zənginləşdirilməmişdir və nüvə silahları yanacağın həddindən artıq kritik vəziyyətə çatmaq üçün kifayət qədər kiçik həcmdə olması üçün dəqiq partlayıcı tələb edir. Əksər reaktorlar qəza və ya təbii fəlakət nəticəsində bir neçə dəfə baş vermiş nüvənin əriməsinin qarşısını almaq üçün davamlı temperatur nəzarətini tələb edir, radiasiya buraxır və ətraf mühiti yaşayış üçün yararsız hala gətirir. Elektrik stansiyaları nüvə materialının oğurlanmasından (məsələn, "çirkli" nüvə bombası hazırlamaq üçün) və hərbi təyyarələrin (baş verən) və ya düşmən raketlərinin və ya terrorçular tərəfindən qaçırılan təyyarələrin hücumundan qorunmalıdır.
Nüvə mübahisəsi
Nüvə enerjisi ilə bağlı müzakirələr, nüvə yanacağından mülki məqsədlər üçün elektrik enerjisi istehsal etmək üçün nüvə parçalanma reaktorlarının tətbiqi və istifadəsi ilə ortaya çıxan mübahisəli məsələdir. Nüvə enerjisi ilə bağlı müzakirələr 1970-1980-ci illərdə, bəzi ölkələrdə "texnoloji mübahisələr tarixində görünməmiş bir intensivliyə çatdıqda" pik həddinə çatdı.
Tərəfdarlar iddia edirlər ki, nüvə enerjisi karbon emissiyalarını azaldan davamlı enerji mənbəyidir və onun istifadəsi idxal olunan yanacaqdan asılılığı aradan qaldırarsa, enerji təhlükəsizliyini yaxşılaşdıra bilər. Tərəfdarlar nüvə enerjisinin əsas alternativ, qalıq yanacaqlardan fərqli olaraq, faktiki olaraq heç bir hava çirklənməsi yaratmadığı fikrini irəli sürürlər. Tərəfdarlar həmçinin hesab edirlər ki, nüvə enerjisi əksər Qərb ölkələrində enerji müstəqilliyinə nail olmaq üçün yeganə əlverişli variantdır. Onlar vurğulayırlar ki, tullantıların saxlanması riskləri azdır və yeni reaktorlarda ən son texnologiyalardan istifadə etməklə daha da azaldıla bilər və Qərb dünyasındakı əməliyyat təhlükəsizliyi hesabatları nüvə elektrik stansiyalarının digər əsas elektrik stansiyaları növləri ilə müqayisədə əla vəziyyətdə olduğunu göstərir.
Müxaliflər nüvə enerjisinin insanlar üçün çoxlu təhlükələr yaratdığını iddia edirlər mühit və həmçinin xərclərin faydaları əsaslandırmaması. Təhdidlərə uranın hasilatı, emalı və daşınması nəticəsində sağlamlıq riskləri və ətraf mühitə dəyən zərər, nüvə silahının yayılması və ya təxribat riski və radioaktiv nüvə tullantılarının həll olunmamış problemi daxildir. Başqa ekoloji problem isti suyun dənizə axıdılmasıdır. İsti su dəniz həyatı üçün ətraf mühit şəraitini dəyişir. Onlar həmçinin iddia edirlər ki, reaktorlar özləri son dərəcə mürəkkəb maşınlardır, burada bir çox proseslər plana uyğun gedə bilər və getmir ki, bu da artıq bir çox ciddi nüvə qəzalarına səbəb olub. Tənqidçilər bu risklərin yeni texnologiyalarla azaldıla biləcəyinə inanmırlar. Onlar iddia edirlər ki, nüvə yanacaq zəncirindəki bütün enerji tutumlu addımlara, uran hasilatından nüvənin ləğv edilməsinə qədər, nüvə enerjisi aşağı karbonlu elektrik mənbəyi deyil. Uran mədənləri olmayan ölkələr mövcud nüvə enerjisi texnologiyaları vasitəsilə enerji müstəqilliyinə nail ola bilməzlər. Faktiki tikinti xərcləri çox vaxt təxminləri üstələyir və sərf edilmiş yanacağın saxlanması xərclərinin dəqiq vaxt çərçivəsi yoxdur.
AES-in nüvə yanacağının emalı
Nüvə yanacağının təkrar emalı texnologiyası parçalanan plutoniumun şüalanmış nüvə yanacağından kimyəvi ayrılması və bərpası üçün hazırlanmışdır. Təkrar emal bir neçə məqsədə xidmət edir, onların nisbi əhəmiyyəti zamanla dəyişmişdir. Əvvəlcə, təkrar emal yalnız nüvə silahı istehsalı üçün plutonium çıxarmaq üçün edildi. Nüvə enerjisinin kommersiyalaşdırılması ilə, sərf edilmiş plutonium yenidən istilik reaktorları üçün qarışıq oksid nüvə yanacağına çevrilir. İşlənmiş yanacaq materialının əksəriyyətini təşkil edən təkrar emal olunmuş uran, prinsipcə, yanacaq kimi də təkrar istifadə edilə bilər, lakin bu, yalnız uranın qiymətləri yüksək olduqda və ya utilizasiya bahalı olduqda iqtisadi cəhətdən sərfəlidir. Nəhayət, seleksiyaçı reaktor yalnız işlənmiş yanacaqda təkrar emal edilmiş plutonium və uranı deyil, nüvə yanacaq dövrünü tamamlayaraq və təbii urandan çıxarılan enerjini potensial olaraq 60 dəfədən çox artıraraq bütün aktinidlərdən istifadə edə bilər.
Nüvə yanacağının təkrar emalı yüksək radioaktiv tullantıların həcmini azaldır, lakin özlüyündə radioaktivliyi və ya istilik əmələ gəlməsini azaltmır və buna görə də tullantıların geoloji birləşmələrdə saxlanmasına ehtiyacı aradan qaldırmır. Yenidən emal, nüvə silahının yayılmasını təşviq etmək potensialına, nüvə terrorizminə qarşı potensial zəifliyə, ərazi seçimində siyasi məsələlərə (işlənmiş nüvə yanacağının birbaşa utilizasiyasına eyni dərəcədə aid olan məsələ) və bir yanacaq dövrü ilə müqayisədə yüksək qiymətə görə siyasi baxımdan mübahisəlidir. Amerika Birləşmiş Ştatlarında Obama administrasiyası prezident Buşun sənaye miqyaslı təkrar emal planlarından geri çəkildi və elmi tədqiqatlarla əlaqəli təkrar emala yönəlmiş proqrama qayıtdı.
Atom elektrik stansiyalarında qəzalar
Nüvə zərərinə görə mülki məsuliyyət haqqında Vyana Konvensiyası nüvə məsuliyyəti üçün beynəlxalq çərçivə yaratdı. Bununla belə, ABŞ, Rusiya, Çin və Yaponiya da daxil olmaqla, dünyada ən çox atom elektrik stansiyasına malik olan dövlətlər nüvə məsuliyyəti ilə bağlı beynəlxalq konvensiyaların iştirakçısı deyillər.
ABŞ-da, nüvə və ya radiasiya hadisəsi sığortası (2025-ci ilə qədər lisenziya almış obyektlər üçün) Price-Anderson Nüvə Sənayesi Təminatı Aktı çərçivəsində əhatə olunur.
vasitəsilə Böyük Britaniyanın Enerji Siyasətinə uyğun olaraq Nüvə Qurğuları 1965 nüvə enerjisi üçün Britaniya lisenziya sahibinin məsuliyyət daşıdığı nüvə zərərinə görə məsuliyyəti tənzimləyir. Qanun cavabdeh operatordan hadisədən sonra on il ərzində 150 milyon funt-sterlinqə qədər ziyanı ödəməyi tələb edir. On ildən sonra, növbəti iyirmi il üçün hökumət bu öhdəliyə cavabdehdir. Hökumət həmçinin beynəlxalq konvensiyalara (Nüvə Enerjisi Sahəsində Üçüncü Tərəflərin Məsuliyyəti haqqında Paris Konvensiyası və Paris Konvensiyasına Əlavə Brüssel Konvensiyası) uyğun olaraq əlavə məhdud dövlətlərarası öhdəliyə (təxminən 300 milyon funt-sterlinq) cavabdehdir.
AES-in istismardan çıxarılması
Nüvə obyektlərinin istismardan çıxarılması atom elektrik stansiyasının sökülməsi və ərazinin mülki əhali üçün radiasiya təhlükəsi yaratmayan vəziyyətə salınmasıdır. Digər növ elektrik stansiyalarının sökülməsindən əsas fərqi radioaktiv materialın olmasıdır ki, onların çıxarılması və tullantı anbarına verilməsi xüsusi ehtiyat tədbirləri tələb edir.
Ümumiyyətlə, atom elektrik stansiyaları təxminən 30 il istismar müddəti ilə dizayn edilmişdir. Yeni stansiyaların istismar müddəti 40 ildən 60 ilədək nəzərdə tutulub. Aşınma faktorlarından biri neytron şüalanmasının təsiri altında reaktor ekranının pisləşməsidir.
İstismardan çıxarma bir çox inzibati və texniki tədbirləri əhatə edir. Buraya radioaktivliyin tam təmizlənməsi və stansiyanın mütləq sökülməsi daxildir. Obyekt istismardan çıxarıldıqdan sonra o, artıq radioaktiv qəza riski yaratmamalı və ya ziyarətçilərin sağlamlığı üçün təhlükə yaratmamalıdır. Obyekt tamamilə istismardan çıxarıldıqdan sonra tənzimləyici nəzarətdən azad edilir və zavodun lisenziya sahibi artıq onun nüvə təhlükəsizliyinə görə məsuliyyət daşımır.
Atom elektrik stansiyalarında tarixi qəzalar
Nüvə sənayesi iddia edir ki, yeni texnologiya və nəzarət nüvə stansiyalarını daha təhlükəsiz edib, lakin 1986-cı ildə Çernobıl faciəsindən sonra və 2008-ci ilə qədər 57 kiçik qəza baş verib ki, bunların üçdə ikisi ABŞ-da olub. Fransa Atom Enerjisi Agentliyi (CEA) belə qənaətə gəlib ki, texniki yeniliklər atom elektrik stansiyasının istismarında insan faktoru riskini tamamilə aradan qaldıra bilməz.
Benjamin Sovacool-a görə, 2003-cü ildə Massaçusets Texnologiya İnstitutunda (MIT) fənlərarası komanda hesablamışdı ki, nüvə enerjisində gözlənilən artım nəzərə alınmaqla, 2005-2055-ci illər arasında ən azı dörd ciddi nüvə qəzası gözlənilə bilər. Bununla belə, MIT araşdırması 1970-ci illərdən bəri təhlükəsizlik təkmilləşdirmələrini nəzərə almır.
Nüvə enerjisinin üstünlükləri
İqtisadi mülahizələrə görə nüvə stansiyaları əsasən baza yükü üçün istifadə olunur. Atom elektrik stansiyasının istismarı üçün yanacağın dəyəri kömür və ya qazla işləyən elektrik stansiyasının istismarı üçün yanacağın xərcindən azdır. Atom elektrik stansiyasının işi deyil tam güc iqtisadi cəhətdən əsaslandırılmır.
Bununla belə, Fransada nüvə stansiyaları əsasən yükü izləmə rejimində işləyir, baxmayaraq ki, "ümumiyyətlə belə hesab olunur ki, bu, nüvə stansiyaları üçün ideal iqtisadi vəziyyət deyil". Almaniyadakı Byblis Atom Elektrik Stansiyasında A Bloku enerji istehsalını dəqiqədə 15%, nominal gücünün 40%-dən 100%-ə qədər artırmaq və azaltmaq üçün nəzərdə tutulmuşdur. Qaynar su reaktorları adətən təkrar dövriyyədə olan su axınının dəyişdirilməsi ilə yerinə yetirilən aşağıdakı yükə malikdir.
Gələcək Elektrik Stansiyası Layihələri
IV nəsil reaktorları kimi tanınan nüvə elektrik stansiyaları üçün yeni nəsil konstruksiyalar aktiv tədqiqatların mövzusudur. Bu yeni layihələrin bir çoxu xüsusi olaraq nüvə parçalanma reaktorlarını daha təmiz, daha təhlükəsiz və/və ya nüvə yayılması üçün daha az riskli etməyə çalışır. Passiv təhlükəsiz stansiyalar tikilə bilər (məsələn, iqtisadi sadələşdirilmiş qaynar su nüvə reaktoru), tədqiqatın məqsədi isə insan amilinin onlara təsirini demək olar ki, tamamilə istisna etməklə reaktorları inkişaf etdirməkdir. Hələ inkişafının ilk mərhələsində olan füzyon reaktorları nüvə parçalanması ilə bağlı bəzi riskləri azaldıb və ya aradan qaldırıb.
Ümumi gücü 1600 MVt olan iki Avropa Təzyiqli Su Reaktoru (EPR) Avropada, ikisi isə Çində tikilir. Reaktorlar Fransanın AREVA korporasiyası və Almaniyanın Siemens AG şirkətinin birgə layihəsidir və dünyanın ən böyük reaktorları olacaq. Bir EPR Finlandiyanın Olkiluoto şəhərində yerləşir və Olkiluoto AES-in bir hissəsidir. Reaktorun başlanğıcda 2009-cu ildə işə salınması planlaşdırılırdı, lakin işə salınması dəfələrlə təxirə salındı və 2014-cü ilin sentyabr ayından etibarən 2018-ci ilə təxirə salındı. Fransanın Manş əyalətinin Flamanvil şəhərindəki Flamanvil Nüvə Elektrik Stansiyasında EPR üçün hazırlıq işləri 2006-cı ildə başlanmış və planlaşdırılan 2012-ci il tarixi ilə tamamlanmışdır. Fransız reaktorunun işə salınması da gecikdi və 2013-cü ildəki proqnozlara görə, onun 2016-cı ildə işə salınması planlaşdırılırdı. İki Çin EPR, Guangdong, Taishan şəhərindəki Taishan Atom Elektrik Stansiyasının bir hissəsidir. Tayşan AES-in reaktorlarının işə salınması 2014 və 2015-ci illərə planlaşdırılırdı, lakin 2017-ci ilə qədər təxirə salınıb.
2007-ci ilin mart ayına olan məlumata görə, Hindistanda yeddi və Çində beş atom elektrik stansiyası tikilir.
Gulf Power 2011-ci ilin noyabrında bildirmişdi ki, 2012-ci ilin sonuna qədər mümkün nüvə stansiyasının tikintisi üçün Florida ştatının Pensakola şəhərinin şimalında 4000 akr ərazinin alınmasını başa çatdırmağa ümid edir.
2010-cu ildə Rusiya üzən atom elektrik stansiyasını istismara verib. 100 milyon funt-sterlinq dəyərində olan “Akademik Lomonosov” gəmisi Rusiyanın ucqar regionlarını həyati enerji resursları ilə təmin edəcək yeddi stansiyadan birincisidir.
2011-ci ildə heç bir atom elektrik stansiyası olmayan Cənub-Şərqi Asiya ölkələrində 2025-ci ilə qədər ümumilikdə 29 atom elektrik stansiyası olacaq: İndoneziyada 4, Malayziyada 4, Taylandda 5, Vyetnamda isə 16 atom elektrik stansiyası olacaq.
2013-cü ildə Çində tikilməkdə olan 32 nüvə reaktoru var idi ki, bu da dünyada ən böyük rəqəmdir.
2016-2019-cu illər arasında Amerika Birləşmiş Ştatlarında iki atom elektrik stansiyasının, yəni Corciyadakı Vogtle atom elektrik stansiyasının və Cənubi Karolinadakı VC Summer atom elektrik stansiyasının genişləndirilməsinin başa çatdırılması planlaşdırılır. Vogtle atom elektrik stansiyasındakı iki yeni reaktor və VC Summer atom elektrik stansiyasındakı iki yeni reaktor 1979-cu ildə Three Mile Island qəzasından sonra Amerika Birləşmiş Ştatlarında ilk atom elektrik stansiyası layihələridir.
Böyük Britaniya hökuməti Hinckley Point C atom elektrik stansiyasının tikintisinə icazə verib.
Bir neçə ölkə torium nüvə proqramına başlayıb. Torium təbiətdə urandan dörd dəfə çox olur. Torium filizi yataqlarının 60%-dən çoxu - monazit beş ölkədə yerləşir: Avstraliya, ABŞ, Hindistan, Braziliya və Norveç. Bu torium ehtiyatları minlərlə ildir mövcud enerji ehtiyaclarını ödəmək üçün kifayətdir. Torium yanacaq dövrü uran yanacaq dövrü ilə müqayisədə daha az radiotoksik tullantı məhsulu ilə nüvə enerjisi istehsal etməyə qadirdir.
Nüvə enerjisi istilik energetikasında, istilik şəklində reaktorlarda nüvə yanacağından enerji alındıqda istifadə olunur. Elektrik enerjisi istehsal etmək üçün istifadə olunur nüvə elektrik stansiyaları (AES), böyük elektrik stansiyaları üçün dəniz gəmiləri, dəniz suyunun duzsuzlaşdırılması üçün.
Nüvə enerjisi öz görünüşünü ilk növbədə 1932-ci ildə kəşf edilmiş neytronun təbiətinə borcludur. Neytronlar hidrogen nüvəsi istisna olmaqla, bütün atom nüvələrinin bir hissəsidir. Nüvədə bağlı neytronlar qeyri-müəyyən müddətə mövcuddur. Sərbəst formada onlar qısa ömürlüdürlər, çünki onlar ya yarımparçalanma müddəti 11,7 dəqiqə ilə parçalanır, protona çevrilərək elektron və neytrino yayırlar, ya da atomların nüvələri tərəfindən tez tutulurlar.
Müasir nüvə enerjisi təbii izotopun parçalanması zamanı ayrılan enerjinin istifadəsinə əsaslanır uran-235. Atom elektrik stansiyalarında idarə olunan nüvə parçalanma reaksiyası həyata keçirilir nüvə reaktoru. Nüvə parçalanmasına səbəb olan neytronların enerjisinə görə, termal və sürətli neytron reaktorlarını fərqləndirin.
Nüvə elektrik stansiyasının əsas qurğusu nüvə reaktorudur, onun diaqramı Şəkildə göstərilmişdir. 1. Nüvə yanacağından enerji alınır, sonra isə istilik şəklində başqa işçi mayeyə (su, metal və ya üzvi maye, qaz) ötürülür; sonra adi olanlarda olduğu kimi elektrikə çevrilir.
Onlar prosesə nəzarət edir, reaksiyanı saxlayır, gücü sabitləşdirir, xüsusi mobil istifadə edərək reaktoru işə salır və dayandırır nəzarət çubuqları 6 və 7 termal neytronları intensiv şəkildə udan materiallardan. Onlar nəzarət sistemi ilə idarə olunur 5 . Tədbirlər nəzarət çubuqları nüvədə neytron axınının gücünün dəyişməsində özünü göstərir. Kanallar üzrə 10 su dolaşır, bioloji mühafizə betonu soyudulur
Nəzarət çubuqları istilik, radiasiya və korroziyaya davamlı, mexaniki cəhətdən möhkəm və yaxşı istilik ötürmə xüsusiyyətlərinə malik olan bor və ya kadmiumdan hazırlanır.
Böyük bir polad qutunun içərisində 3 səbət var 8 yanacaq elementləri ilə 9 . Soyuducu boru kəməri vasitəsilə daxil olur 2 , nüvədən keçir, bütün yanacaq elementlərini yuyur, qızdırır və boru kəmərindən keçir 4 buxar generatoruna daxil olur.
düyü. 1. Nüvə reaktoru
Reaktor qalın beton bioloji saxlama qurğusunun içərisinə yerləşdirilir. 1 , ətrafdakı məkanı neytronların axınından, alfa, beta, qamma radiasiyasından qoruyur.
Yanacaq elementləri (yanacaq çubuqları) reaktorun əsas hissəsidir. Onlarda birbaşa nüvə reaksiyası baş verir və istilik buraxılır, bütün digər hissələr istiliyi izolyasiya etmək, idarə etmək və çıxarmaq üçün xidmət edir. Struktur olaraq, yanacaq elementləri çubuq, boşqab, boru, sferik və s. hazırlana bilər. Çox vaxt onlar çubuqdur, uzunluğu 1 metrə qədər, diametri 10 mm-dir. Onlar adətən uran qranullarından və ya qısa borulardan və lövhələrdən yığılır. Çöldə yanacaq çubuqları korroziyaya davamlı, nazik metal örtüklə örtülmüşdür. Qabıq üçün sirkonium, alüminium, maqnezium ərintiləri, həmçinin alaşımlı paslanmayan poladdan istifadə olunur.
Reaktorun nüvəsində nüvə reaksiyası zamanı ayrılan istiliyin elektrik stansiyalarının mühərrikinin (turbininin) işçi mayesinə ötürülməsi bir dövrəli, iki dövrəli və üç dövrəli sxemlər üzrə həyata keçirilir (şək. 2).
düyü. 2. Atom elektrik stansiyası
a - tək dövrəli sxemə görə; b - iki dövrəli sxemə görə; c - üç dövrəli sxemə görə
1 - reaktor; 2, 3 - bioloji mühafizə; 4 - təzyiq tənzimləyicisi; 5 - turbin; 6 - elektrik generatoru; 7 - kondansatör; 8 - nasos; 9 - ehtiyat gücü; 10 – regenerativ qızdırıcı; 11 – buxar generatoru; 12 - nasos; 13 - aralıq istilik dəyişdiricisi
Hər bir dövrə qapalı sistemdir. Reaktor 1 (bütün istilik sxemlərində) birincinin içərisinə yerləşdirilir 2 və ikinci dərəcəli 3 bioloji müdafiə. Atom elektrik stansiyası bir dövrəli istilik sxeminə əsasən tikilirsə, reaktordan gələn buxar təzyiq tənzimləyicisi vasitəsilə 4 turbinə daxil olur 5 . Turbin mili generatorun şaftına qoşulur 6 elektrik cərəyanının yarandığı. Egzoz buxarı kondensatora daxil olur, burada soyudulur və tamamilə kondensasiya olunur. nasos 8 kondensatı regenerativ qızdırıcıya yönəldir 10 , sonra reaktora daxil olur.
İki dövrəli bir sxem ilə reaktorda qızdırılan soyuducu buxar generatoruna daxil olur. 11 , burada istilik səthi qızdırmaqla işçi mayenin soyuducuya (ikinci dövrənin qidalanma suyu) ötürülür. Təzyiqli su reaktorlarında buxar generatorunda soyuducu təxminən 15 ... 40 ° C, sonra isə dövriyyə pompası ilə soyudulur. 12 reaktora qayıt.
Üç dövrəli bir sxem ilə reaktordan soyuducu (adətən maye natrium) aralıq istilik dəyişdiricisinə göndərilir. 13 və oradan sirkulyasiya pompası ilə 12 reaktora qayıdır. İkincil dövrədə olan soyuducu da maye natriumdur. Bu dövrə şüalandırılmır və buna görə də radioaktiv deyil. İkinci dövrənin natriumu buxar generatoruna daxil olur 11 , işləyən mayeyə istilik verir və sonra dövriyyə nasosu aralıq istilik dəyişdiricisinə geri göndərilir.
Sirkulyasiya dövrələrinin sayı reaktorun tipini, istifadə olunan soyuducuyu, onun nüvə-fiziki xüsusiyyətlərini və radioaktivlik dərəcəsini müəyyən edir. Tək dövrəli sxem qaynar su reaktorlarında və qazla soyudulan reaktorlarda istifadə edilə bilər. Ən geniş yayılmış ikiqat dövrə su, qaz və üzvi mayelərin istilik daşıyıcısı kimi istifadə edildikdə. Üç dövrəli sxem maye metal soyuduculardan (natrium, kalium, natrium-kalium ərintiləri) istifadə edərək sürətli neytron reaktorları olan atom elektrik stansiyalarında istifadə olunur.
Nüvə yanacağı ola bilər uran-235, uran-233 və plutonium-232. Nüvə yanacağının alınması üçün xammal - təbii uran və torium. Bir qram parçalanan materialın (uran-235) nüvə reaksiyası zamanı 22×10 3 kVt/saata (19×10 6 kal) ekvivalent enerji ayrılır. Bu miqdarda enerji əldə etmək üçün 1900 kq neft yandırmaq lazımdır.
Uran-235 asanlıqla əldə edilə bilər, onun enerji ehtiyatları qalıq yanacaqlarla eynidir. Ancaq indiki kimi aşağı effektivliyə malik nüvə yanacağından istifadə etsək, mövcud uran mənbələri 50-100 ildən sonra tükənəcək. Eyni zamanda, nüvə yanacağının praktiki olaraq tükənməz "yataqları" var - bu, dəniz suyunda həll olunan urandır. Okeanda quruda olduğundan yüz dəfələrlə çoxdur. Dəniz suyundan bir kiloqram uran dioksidin alınmasının dəyəri təqribən 60-80 dollar təşkil edir və gələcəkdə 30 dollara düşəcək, quruda ən zəngin yataqlarda hasil edilən uran dioksidin dəyəri isə 10-20 dollardır. Ona görə də bir müddət sonra quruda və “dəniz suyunda” xərclər eyni qaydada olacaq.
Nüvə yanacağının dəyəri qalıq kömürlərin təxminən yarısıdır. Kömürlə işləyən elektrik stansiyalarında elektrik enerjisinin maya dəyərinin 50-70%-i yanacağın payına, atom elektrik stansiyalarında isə 15-30%-ə düşür. Gücü 2,3 milyon kVt olan müasir istilik elektrik stansiyası (məsələn, Samara QRES) gündə təxminən 18 ton kömür (6 qatar) və ya 12 min ton mazut (4) istehlak edir. dəmir yolu tərkibi). Eyni gücə malik olan nüvə gün ərzində cəmi 11 kq, il ərzində isə 4 ton nüvə yanacağı sərf edir. Bununla belə, atom elektrik stansiyası tikintisi, istismarı və təmiri baxımından istilikdən daha bahalıdır. Məsələn, 2-4 milyon kVt gücündə bir atom elektrik stansiyasının tikintisi istilikdən təxminən 50-100% baha başa gəlir.
AES-in tikintisi üçün əsaslı xərcləri azaltmaq olar:
- avadanlığın standartlaşdırılması və unifikasiyası;
- kompakt reaktor konstruksiyalarının işlənib hazırlanması;
- idarəetmə və tənzimləmə sistemlərinin təkmilləşdirilməsi;
- yanacaq doldurmaq üçün reaktorun bağlanma müddətinin azaldılması.
Atom elektrik stansiyalarının (nüvə reaktoru) mühüm xarakteristikası yanacaq dövriyyəsinin səmərəliliyidir. Yanacaq dövriyyəsinə qənaət etmək üçün aşağıdakıları etməlisiniz:
- nüvə yanacağının yanma dərinliyini artırmaq;
- plutoniumun çoxalma nisbətini artırın.
Uran-235 nüvəsinin hər parçalanması ilə 2-3 neytron ayrılır. Bunlardan yalnız biri sonrakı reaksiya üçün istifadə olunur, qalanları itirilir. Lakin sürətli neytron reaktorları yaratmaqla onlardan nüvə yanacağının təkrar istehsalı üçün istifadə etmək mümkündür. Reaktor sürətli neytronlarda işləyərkən eyni vaxtda 1 kq yandırılmış uran-235 üçün təxminən 1,7 kq plutonium-239 əldə etmək mümkündür. Bu yolla, atom elektrik stansiyalarının aşağı istilik səmərəliliyi əhatə oluna bilər.
Sürətli neytron reaktorları yanacaq neytron reaktorlarından on dəfə daha səmərəlidir (nüvə yanacağının istifadəsi baxımından). Onların moderatoru yoxdur və yüksək zənginləşdirilmiş nüvə yanacağından istifadə edirlər. Nüvədən yayılan neytronlar struktur materialları tərəfindən deyil, ətrafda yerləşən uran-238 və ya torium-232 tərəfindən udulur.
Gələcəkdə atom elektrik stansiyaları üçün əsas parçalanan materiallar sürətli neytron reaktorlarında uran-238 və torium-232-dən müvafiq olaraq alınan plutonium-239 və uran-233 olacaqdır. Uran-238-in reaktorlarda plutonium-239-a çevrilməsi nüvə yanacağının ehtiyatlarını təxminən 100 dəfə, torium-232-nin isə uran-233-ə 200 dəfə artmasına səbəb olacaq.
Əncirdə. Şəkil 3-də sürətli neytron atom elektrik stansiyasının diaqramı göstərilir.
Sürətli neytronlarda nüvə elektrik stansiyasının fərqli xüsusiyyətləri bunlardır:
- nüvə reaktorunun kritikliyindəki dəyişiklik reflektorlardan istifadə edərək nüvə yanacağının parçalanma neytronlarının bir hissəsini periferiyadan nüvəyə əks etdirməklə həyata keçirilir. 3 ;
- reflektorlar 3 dönə bilər, neytronların sızmasını və nəticədə parçalanma reaksiyalarının intensivliyini dəyişdirir;
- nüvə yanacağı təkrar istehsal olunur;
- reaktordan artıq istilik enerjisinin çıxarılması soyuducu-radiatordan istifadə etməklə həyata keçirilir 6 .
düyü. 3. Sürətli neytronlar üzərində atom elektrik stansiyasının sxemi:
1 - yanacaq elementləri; 2 – bərpa olunan nüvə yanacağı; 3 – sürətli neytron reflektorları; 4 - nüvə reaktoru; 5 - elektrik enerjisi istehlakçısı; 6 - soyuducu-emitter; 7 - istilik enerjisini elektrik enerjisinə çevirən; 8 - radiasiyadan qorunma.
İstilik enerjisini elektrik enerjisinə çevirənlər
Atom elektrik stansiyasının yaratdığı istilik enerjisindən istifadə prinsipinə görə, çeviriciləri 2 sinfə bölmək olar:
- maşın (dinamik);
- maşınsız (birbaşa çeviricilər).
Maşın çeviricilərində, bir qayda olaraq, bir qaz turbin qurğusu reaktora qoşulur, burada işçi maye hidrogen, helium, helium-ksenon qarışığı ola bilər. Turbogeneratora birbaşa verilən istiliyin elektrik enerjisinə çevrilməsinin səmərəliliyi kifayət qədər yüksəkdir - çeviricinin səmərəliliyi η = 0,7-0,75.
Dinamik qaz turbin (maşın) çeviricisi olan bir nüvə elektrik stansiyasının diaqramı Şek. dörd.
Maşın çeviricisinin başqa bir növü maqnitoqasdinamik və ya maqnitohidrodinamik generatordur (MGDG). Belə bir generatorun diaqramı Şəkildə göstərilmişdir. 5. Generator düzbucaqlı kəsiyli kanaldır, onun iki divarı dielektrikdən, ikisi isə elektrik keçirici materialdan hazırlanır. Elektrik keçirici bir işçi maye kanallar vasitəsilə hərəkət edir - bir maqnit sahəsi ilə nüfuz edən maye və ya qaz halında. Bildiyiniz kimi, bir dirijor maqnit sahəsində hərəkət edərkən elektrodlar boyunca bir EMF yaranır. 2 elektrik enerjisi istehlakçısına verilir 3 . İşçi istilik axınının enerji mənbəyi nüvə reaktorunda ayrılan istilikdir. Bu istilik enerjisi maqnit sahəsində yüklərin hərəkətinə sərf olunur, yəni. cərəyan keçirən reaktivin kinetik enerjisinə, kinetik enerji isə elektrik enerjisinə çevrilir.
düyü. 4. Qaz turbin çeviricisi olan atom elektrik stansiyasının sxemi:
1 - reaktor; 2 – maye metal soyuducu ilə dövrə; 3 – qazın istiliklə təchizatı üçün istilik dəyişdiricisi; 4 - turbin; 5 - elektrik generatoru; 6 - kompressor; 7 - radiator-radiator; 8 – istiliyin çıxarılması sxemi; 9 - dövriyyə nasosu; 10 - istiliyin çıxarılması üçün istilik dəyişdiricisi; 11 - istilik dəyişdirici-regenerator; 12 - qaz turbin çeviricisinin işçi mayesi ilə dövrə.
İstilik enerjisinin elektrik enerjisinə birbaşa çeviriciləri (maşınsız) aşağıdakılara bölünür:
- termoelektrik;
- termion;
- elektrokimyəvi.
Termoelektrik generatorlar (TEG) Seebeck prinsipinə əsaslanır, yəni bir-birinə bənzəməyən materiallardan ibarət qapalı dövrədə bu materialların təmas nöqtələrində temperatur fərqi saxlandıqda termoelektrik güc yaranır (şək. 6). Elektrik enerjisi istehsal etmək üçün daha yüksək effektivliyə malik yarımkeçirici TEG-lərdən istifadə etmək məqsədəuyğundur, eyni zamanda isti keçidin temperaturu 1400 K və daha yüksək səviyyəyə çatdırılmalıdır.
Termion çeviriciləri (TEC) yüksək temperatura qədər qızdırılan katoddan elektronların buraxılması nəticəsində elektrik enerjisi almağa imkan verir (şək. 7).
düyü. 5. Maqnetoqazdinamik generator:
1 – maqnit sahəsi; 2 - elektrodlar; 3 - elektrik enerjisi istehlakçısı; 4 - dielektrik; 5 - dirijor; 6 - işləyən maye (qaz).
düyü. 6. Termoelektrik generatorun işinin sxemi
düyü. 7. Termion çeviricinin iş sxemi
Emissiya cərəyanını saxlamaq üçün katoda istilik verilir Q bir . Katodun yaydığı elektronlar vakuum boşluğunu keçərək anoda çatır və onun tərəfindən udulur. Anodda elektronların "kondensasiyası" zamanı əks işarəli elektronların iş funksiyasına bərabər enerji ayrılır. Katoda davamlı istilik tədarükünü və onun anoddan çıxarılmasını təmin etsək, yük vasitəsilə R birbaşa cərəyan axacaq. Elektron emissiyası 2200 K-dən yuxarı katod temperaturlarında səmərəli şəkildə davam edir.
AES-in istismarının təhlükəsizliyi və etibarlılığı
Atom energetikasının inkişafında əsas məsələlərdən biri atom elektrik stansiyalarının etibarlılığını və təhlükəsizliyini təmin etməkdir.
Radiasiya təhlükəsizliyi aşağıdakılarla təmin edilir:
- personalın radiasiya təsirindən bioloji mühafizəsi üçün etibarlı strukturların və cihazların yaradılması;
- AES-dən çıxan havanın və suyun onun hüdudlarından kənara çıxarılması;
- radioaktiv çirklənmənin çıxarılması və etibarlı lokallaşdırılması;
- AES binalarına gündəlik dozimetrik nəzarət və personalın fərdi dozimetrik nəzarəti.
AES-in binaları iş rejimindən və onlarda quraşdırılmış avadanlıqdan asılı olaraq 3 kateqoriyaya bölünür:
- ciddi rejim zonası;
- məhdud zona;
- normal rejim zonası.
Şəxsi heyət mütəmadi olaraq üçüncü kateqoriyalı otaqlarda olur, stansiyanın bu otaqları radiasiyadan qorunur.
Atom elektrik stansiyaları bərk, maye və qaz halında radioaktiv tullantılar əmələ gətirir. Onlar elə utilizasiya edilməlidir ki, ətraf mühitin çirklənməsinə səbəb olmasın.
Havalandırma zamanı otaqdan çıxarılan qazların tərkibində aerozol, radioaktiv toz və radioaktiv qazlar şəklində radioaktiv maddələr ola bilər. Stansiyanın ventilyasiyası elə qurulub ki, hava axınları ən “təmiz”dən “çirklənmiş”ə keçsin və əks istiqamətdə çarpaz axınlar istisna edilsin. Stansiyanın bütün otaqlarında havanın tam dəyişdirilməsi bir saatdan çox olmayan müddətdə həyata keçirilir.
Atom elektrik stansiyalarının istismarı zamanı radioaktiv tullantıların çıxarılması və utilizasiyası problemi yaranır. Reaktorlarda sərf olunan yanacaq elementləri qısa yarımparçalanma dövrü ilə izotopların sabitləşməsi baş verənə qədər birbaşa nüvə stansiyalarının su hovuzlarında müəyyən müddətə dözür, bundan sonra yanacaq elementləri regenerasiya üçün xüsusi radiokimyəvi zavodlara göndərilir. Orada yanacaq çubuqlarından nüvə yanacağı çıxarılır və radioaktiv tullantılar basdırılır.
