Актуално: Как работи АЕЦ "Козлодуй"?

І. ПРЕОБРАЗУВАНЕ НА ЯДРЕНА ЕНЕРГИЯ В ЕЛЕКТРИЧЕСКА

Верижната реакция на делене на ядрата на тежките метали (уран, плутоний и др.) се използва за производство на топлинна енергия в съвременните ядрени реактори, след което тази енергия се преобразува в електрическа. В реакторите на бавни неутрони деленето на ядрото се получава като физично взаимодействие от сблъсъка на забавен неутрон с ядро на тежък атом (ядро на уран 235).

Сблъсъкът разделя ядрото на фрагменти, наречени продукти на делене. Процесът е съпроводен с отделяне на бързи неутрони и топлина. След намаляване на енергията на получените бързи неутрони в забавителя (вода), те се сблъскват с други тежки ядра и процесът се повтаря. Този процес се нарича "верижна реакция", а управлението му се осъществява чрез изменение на броя на бавните неутрони.

Получената при деленето топлина се използва за производство на пара, с която се задвижват турбините, както в обикновените топлоцентрали. За отвеждането на топлината от горивото и за забавяне на неутроните в реакторите тип ВВЕР (водо - воден енергиен реактор) се използва обикновена вода, наречена топлоносител. 

Материалът, който влиза във взаимодействие с неутроните, е ядреното гориво. В АЕЦ "Козлодуй" за гориво се използва слабообогатен уран (3.6-4.4% U 235 и приблизително 96% U 238) във вид на уранов двуокис. Това гориво се изработва във формата на таблетки, разположени в херметично затворени "тръбички" от циркониева сплав, така че урановото гориво и продуктите на делене не са в пряк допир с топлоносителя. Тези "тръбички" се наричат топлоотделящи елементи, а сноповете, изработени от тях – касети. Една касета за блокове ВВЕР-440 се състои от 126 топлоотделящи елемента с дължина около 2.5 м, а за блокове ВВЕР-1000 – от 312 топлоотделящи елемента с дължина около 3.8 м.

Управляемата верижна реакция на делене се осъществява в реактора в така наречената "активна зона". 

ІІ. ТЕХНОЛОГИЧНА СХЕМА НА АЕЦ С ВОДО-ВОДЕН ЕНЕРГИЕН РЕАКТОР

Принципната схема на АЕЦ с водо-воден енергиен реактор е двуконтурна. Това решение е благоприятно от гледна точка на неразпространение на радиоактивни вещества, тъй като няма смесване на водата от двата контура. Цялото оборудване на първи контур е разположено в херметичен обем, в който с помощта на изсмукващи вентилационни системи се поддържа налягане по-ниско от атмосферното. Такова решение предотвратява възможността за неконтролируемо попадане на замърсен въздух в останалите помещения на централата и в околната среда. 

Първи контур служи за отвеждане на топлината, получена в активната зона и за предаването й на втори контур.

По-важни компоненти на първи контур са: реактор, главни циркулационни кръгове, компенсатор на обема (КО), барботажен бак (ББ) и предпазни клапани на КО.

В активната зона на реактора е разположено ядреното гориво във вид на касети. В пространството между касетите циркулира водата от първи контур, отнемаща получената при ядрената реакция топлинна енергия. Броят на главните циркулационни кръгове за ВВЕР-440 е шест, а за ВВЕР-1000 е четири.

Всеки циркулационен кръг включва:

 - главна циркулационна помпа (ГЦП), създаваща принудителна циркулация на топлоносителя през активната зона;

- главни запорни задвижки (само за ВВЕР-440), които служат за изолиране на всеки от циркулационните кръгове;

- парогенератори, през чиито тръбички минава топлоносителят, като нагрява и превръща в пара водата от втори контур.

Получената в парогенераторите пара се събира в общ парен колектор и се насочва към турбината.

Втори контур е нерадиоактивен и е предназначен да поеме топлинната енергия от първи контур и да я преобразува в кинетична енергия на въртене на парната турбина. В генератора тази енергия се преобразува в електрическа при осигуряване на висока ефективност на процеса. Посредством открита разпределителна уредба (ОРУ) електрическата енергия се предава в електроенергийната система към консуматорите.

Втори контур включва: парогенератори (паропроизводителната част), главни паропроводи, турбогенератори (два по 220 MW за всеки блок ВВЕР-440 и един за блоковете с реактори ВВЕР-1000), кондензатори и системи за подгряване на кондензата.

За охлаждане на кондензаторите се използва вода от р. Дунав, която тече по трети циркулационен контур и няма допир с водата от първи контур. От бреговата помпена станция на АЕЦ, по канали, водата се изпраща до атомната централа, откъдето помпите на циркулационна помпена станция подават водата в кондензаторите на турбините. Реакторите тип ВВЕР (PWR) са най-често използваните в света.

АЕЦ „Козлодуй“ е действаща ядрена електроцентрала в България. Разположена е на брега на рекаДунав, на 5 км източно от град Козлодуй и на 200 км северно от София. Това е единствената българска атомна електроцентрала и най-голямата в региона. Строежът ѝ започва на 6 април 1970 г., а официалното откриване е на 4 септември 1974 г.

Към момента в АЕЦ „Козлодуй“ работят само 5-ти и 6-ти реактори с общ капацитет 2 000 MW. Те са изградени съответно през 1987 и 1991 г. и са от типа ВВЕР -1000.