Характеристика Ленинградской АЭС
ЛАЭС самая большая и одна из самых старых атомных электростанций в Балтийском и Баренц экологических регионах.
Карта южного берега Финского залива с опасными объектами
Она расположена на южном берегу Финского залива Балтийского моря, в
80 км к западу от центра Санкт-Петербурга, 70 км из Эстонии и 100 км
из Финляндии.
Первый энергоблок ЛАЭС с Реактором Большой Мощности, Канальным электрической
мощностью 1000 МВт (РБМК-1000), был запущен 22 декабря 1973 года. Это
был первый в мире энергоблок поколения атомных реакторов, получивших
впоследствии называние "чернобыльской" серии.
Следующие энергоблоки такого же типа начали производить электроэнергию на ЛАЭС в 1975, 1979 и 1981 годах. Реакторы этого типа строились только на территории бывшего СССР: на Украине и в Литве.
На АЭС эксплуатируются 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый.
Расчетный срок службы первого блока оценивается до 2018 года, второй — до 2020 года, а третий и четвертый — до 2025 года.
Также ведётся сооружение замещающих мощностей действующей атомной станции: строятся два энергоблока типа ВВЭР-1200. Заказчик-застройщик проекта - АО «Концерн Росэнергоатом»; генеральный проектировщик - АО «АТОМПРОЕКТ», генеральный подрядчик - АО «КОНЦЕРН ТИТАН-2».
ЛАЭС 1: Реактор РБМК-1000
1. Активная зона реактора
3. Тракты технологических каналов
5. Главный циркуляционный насос (ГЦН)
7. Барабан - сепаратор (БС)
9. Нижняя биологическая защита
11. Нижние водяные коммуникации
13. Верхнее перекрытие
2. Опорная металлоконструкция
4. Водяная защита
6. Разгрузочно-разгрузочная машина (РЗМ)
8. Верхняя биологическая защита
10. Боковая биологическая защита
12. Пароводяные коммуникации
14. Плитный настил
Реактор размещен в железобетонной шахте на опорной конструкции и окружен
со всех сторон биологической защитой, которая защищает все живое от
смертельного излучения.
Внутриреакторное пространство заполнено графитовыми блоками с вертикальными цилиндрическими отверстиями. В них вставлены трубы - технологические каналы (ТК) в которых размещены тепловыделяющие сборки (ТВС) с топливом в виде таблеток двуокиси урана с начальным обогащением 2.4% по U235. Стержни управления и защиты (СУЗ) реактора также расположены в ТК.
Опыт эксплуатации реакторов РБМК-1000 показал, что в случае необходимости
возможна замена ТК и каналов СУЗ на остановленном и расхоложенном реакторе.
Замена отработавших тепловыделяющих сборок (сгоревшего ядерного топлива)
может производиться без остановки реактора. Это считается преимуществом
реакторов РБМК-1000 перед реакторами с водой под давлением (типа ВВЭР),
где такие операции возможны только на остановленном и расхоложенном
реакторе.
Отработавшее топливо в момент изъятия из реактора имеет очень высокий
уровень излучения, поэтому эта операция проводится с помощью специальной
разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ).
Быстрые нейтроны, возникающие в реакторе в результате ядерной реакции, благодаря замедлителю-графиту, становятся тепловыми нейтронами. При их взаимодействии с урановым топливом в ТВС происходит выделение тепла.
Обессоленная вода (теплоноситель), движущаяся снизу вверх внутри ТК охлаждает ТВС, снимая выделяемую тепловую энергию. По мере продвижения вода прогревается и частично превращается в пар в верхней части ТК.
Графит в реакторе тоже нуждается в охлаждении. Оно обеспечивается циркуляцией
смеси гелия и азота в зазоре между внешней стороной ТК и графитовой кладкой.
Каждый из четырех энергоблоков ЛАЭС состоит из следующего оборудования:
Реактор РБМК-1000, содержащий около 1700 ТК, в которых содержатся 190 тонн уранового топлива.
Два турбины конденсационные типа K-500 - 65/3000 мощностью 500 МВт каждая.
Два турбогенератора типа TВ В-500 мощностью 500 МВт каждый.
Пароводяная смесь, после выхода из реактора попадает в барабан-сепаратор,
откуда выделенный пар и поступает на турбину, а вода вновь поступает в
реактор.
Пар поступает на турбину, где отдает часть энергии, вращая турбинные лопатки.
Отработанный пар поступает в конденсатор и превращается в воду благодаря
охлаждению через теплообменник морской водой из Балтийского моря.
После очистки, подогрева и деаэрирования этот конденсат смешивается с
питательной водой в барабан-сепараторе и с помощью главного циркуляционного
насоса снова поступает в технологические каналы в нижней части реактора.
На выходе из реактора пароводяная смесь имеет температуру 270°C и содержит
14.5% пара.
Турбинный зал первой очереди ЛАЭС
Четыре энергоблока ЛАЭС объединены попарно в так называемые первую и вторую
очередь. Каждая (очередь) пара энергоблоков имеет свой заборный и сбросной
каналы морской воды для охлаждения конденсаторов турбин.
Все реакторы ЛАЭС расположены в отдельных зданиях. А четыре турбины с
турбогенераторами, которые работают с реакторами первой очереди станции,
расположены в одном здании на берегу Финского залива.
Для охлаждения конденсаторов турбин первой очереди ЛАЭС требуется 100
м3/сек воды из Балтийского моря.
Вторая очередь ЛАЭС, имеющая некоторые технические усовершенствования
по сравнению с первой очередью станции также состоит из двух реакторов
РБМК-1000 и четырех турбин. Вторая очередь станции расположена в 2 км
к западу от первой очереди.
Проектная выработка энергии на ЛАЭС - 28 миллиардов киловатт-часов в
год. Это примерно третья часть электричества производимого в Санкт-Петербурге
и области.
ПОЧЕМУ СЧИТАЛОСЬ ВЫГОДНЫМ СТРОИТЬ РЕАКТОРЫ РБМК:
Создание реактора РБМК было относительно дешево. Не требовалось очень прочного и дорогого корпуса как у реакторов с водой под давлением типа ВВЭР или (PWR). Кроме того, для создания реактора РБМК можно было использовать научный и технологический опыт создателей военных реакторов для наработки плутония для атомного оружия. Ведь это реакторы одного типа! Таким образом, не надо было вкладывать деньги в дополнительные научные исследования и конструкторские эксперименты.
Реакторы РБМК могут быть использованы для производства оружейного плутония. Кроме того, в технологических каналах активной зоны реактора можно дозировано облучать различные материалы, которые могут приобретать новые полезные свойства. Это расширяет технологические возможности использования этих реакторов.
НЕДОСТАТКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ С РЕАКТОРАМИ РБМК:
Отсутствие системы локализации аварий и быстродействующей подсистемы аварийного охлаждения активной зоны реакторов РБМК-1000 первого поколения (1-й и 2-й энергоблоки первой очереди ЛАЭС). Эта система на реакторах следующего поколения (на второй очереди ЛАЭС) позволяет проливать на активную зону охлаждающую воду в случае ее разрушения и утраты штатной системы охлаждения.
Отсутствие прочного внешнего колпака (контаймента), как у реакторов ВВЭР.
Строительные конструкции помещений, где расположен реактор рассчитаны на внутренне избыточное давление 0.4 кг/см2. Из-за этого, радиоактивность, вышедшая при аварии из реактора не локализуется внутри контаймента и может попадать в окружающую среду. Кроме того, эти конструкции не могут защитить реактор от разрушения при падении современного тяжелого самолета, как это было, например, в Нью-Йорке 11 сентября 2000 года.
Конструктивная особенность (неустранимый недостаток) реактора - замедлителем нейтронов является графит, а не вода, как в реакторах ВВЭР. Поэтому при аварии с потерей теплоносителя (охлаждающей воды) в любом из 1693 технологическом каналах реактора реакция с выделением тепла в топливе продолжится. Это может привести разрушению топливной сборки и выбросу в окружающую среду очень опасных радиоактивных элементов. Такие аварии неоднократно случались на реакторах этого типа.
Не существует технологии переработки или надежной изоляции высокоактивных
ядерных отходов - отработавшего ядерного топлива, которое будет представлять
опасность многие тысячи лет. В настоящее время за 30 лет работы ЛАЭС
уже скопилось в бассейнах в 90 м от Балтийского моря около 4.000 тонн
высокоактивных отходов, что эквивалентно радиоактивности примерно 50
чернобыльских катастроф.
Дешевизна, возможность относительно быстрой реализации проекта и упомянутые
выгоды энергоблоков с реактором РБМК-1000 были главными мотивами выбора
реакторов этого типа. Проблема ядерной и радиационной безопасности в
то время не воспринимались как значимые. Энергоблоки с реакторами этого
типа строились только в Советском Союзе. Так, в России было построено
11 энергоблоков (Ленинградская АЭС - 4, Курская АЭС - 4, Смоленская
АЭС - 3), в Украине - 4 энергоблока Чернобыльской АЭС и в Литве - 2
энергоблока РБМК-1500 на Игналинской АЭС.
