Источники электроэнергии

мощностью 9600 Мвт. За семилетие 1959—65 было введено 11 400 Мвт новых гидравлических мощностей и суммарная мощность ГЭС достигла 22200 Мвт (табл. 1). К 1970 в СССР продолжалось строительство 35 промышленных ГЭС (суммарной мощностью 32 000 Мвт), в т. ч. 11 ГЭС единичной мощностью свы¬ше 1000 Мвт: Саяно-Шушенская, Крас¬ноярская, Усть-Илимская, Нурекская, Ингурская, Саратовская, Токтогульская, Нижнекамская, Зейская, Чиркейская, Чебоксарская.

В 60-х гг. наметилась тенденция к сни¬жению доли ГЭС в общем мировом производстве электроэнергии и всё большему использованию ГЭС для покрытия пико¬вых нагрузок. К 1970 всеми ГЭС мира производилось около 1000 млрд. квт-ч электроэнергии в год, причём начиная с 1960 доля ГЭС в мировом производстве сни¬жалась в среднем за год примерно на 0,7% . Особенно быстро снижается доля ГЭС в общем производстве электроэнергии в ранее традиционно считавшихся «гидроэнер¬гетическими» странах (Швейцария, Ав¬стрия, Финляндия, Япония, Канада, от¬части Франция), т. к. их экономический гидроэнергетический потенциал практи¬чески исчерпан.

Несмотря на снижение доли ГЭС в общей выработке, абсолютные значения производства электроэнергии и мощности ГЭС непрерывно растут вследствие строитель¬ства новых крупных электростанций. В 1969 в мире насчитывалось свыше 50 дей¬ствующих и строящихся ГЭС единичной мощностью 1000 Мвт и выше, причём 16 из них — в Советском Союзе.

Дальнейшее развитие гидроэнергетического строительства в СССР предусматривает сооружение каскадов ГЭС с комплексным использованием водных ре¬сурсов в целях удовлетворения нужд сов¬местно энергетики, водного транспорта, водоснабжения, ирригации, рыбного хозяйствава и пр. Примером могут служить Днепров¬ский, Волжско-Камский, Ангаро-Енисейский, Севанский и др. каскады ГЭС.

Крупнейшим районом гидроэнергостроительства СССР до 50-х гг. 20 в. тради¬ционно была Европейская часть территории Союза, на долю которойрой приходилось около 65% элек¬троэнергии, вырабатываемой всеми ГЭС СССР. Для современного гидроэнергостроительства характерно: продолжение строитель¬ства и совершенствование низко и средне-напорных ГЭС на реках Волге, Каме, Днепре, Даугаве и др., строительство крупных высоконапорных ГЭС в трудно¬доступных р-нах Кавказа, Ср. Азии, Вост. Сибири и т. п., строительство сред¬них и крупных деривационных ГЭС на горных реках с большими уклонами с использованием переброски стока в со¬седние бассейны, но главное — строи¬тельство мощных ГЭС на крупных реках Сибири и Д. Востока — Енисее, Ангаре, Лене и др. ГЭС, сооружаемые в богатых гидроэнергоресурсами р-нах Сибири и Д. Востока, вместе с тепловыми электро¬станциями, работающими на местном органическом топливе (природный газ, уголь, нефть), станут основной энергетической базой для снабжения дешёвой электроэнергией раз¬вивающейся промышленности Сибири, Средней Азии и Европейской части СССР.

АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС), электростанция, в которой атомная (ядер¬ная) энергия преобразуется в элект¬рическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядер¬ный реактор). Тепло, которое выделя¬ется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обыч¬ных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию, В отли¬чие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горю¬чем (в основе 233U, 235U, 239Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высво¬бождается 22 500 квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг услов¬ного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворе¬ния быстро растущих потребностей в топ¬ливе. Кроме того, необходимо учиты¬вать всё увеличивающийся объём потреб¬ления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепло¬вых электростанций. Несмотря на откры¬тие новых месторождений органического топ¬лива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного на¬значения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась в военных це¬лях. Пуск первой АЭС ознаменовал от¬крытие нового направления в энергети¬ке, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энер¬гии (август 1955, Женева).

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

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

За рубежом первая АЭС промышленного назна¬чения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в строй АЭС 1 мощностью 60 Мвт. в Шиппингпорт (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяется в активной зоне реактора, теплоносителем вбирается водой (теплоносителем) 1-г контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом г Нагретая вода из реактора поступав в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образуется пар поступает в турбину 4.

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

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом на¬копленным опытом в реактороносителе а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газо¬вые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобла¬дают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного со¬стояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верх¬ней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допусти¬мой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное го¬рючее, допустимой темп-рой собственно ядер¬ного горючего, а также свойствами теплоноси¬теля, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой реактор которой охлаждает¬ся водой, обычно пользуются низкотемпера¬турными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными дав¬лением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одно¬контурная тепловая АЭС. В кипящих реак¬торах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.

(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сго¬рания.

При работе реактора концентрация де¬лящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заме¬няют свежими. Ядерное горючее пере¬загружают с помощью механизмов и при¬способлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бас¬сейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его си¬стемам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменни¬ки, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоноси¬теля; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагруз¬ки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного