I в наукових колективах, і на рівні владних структур нині обговорюється питання про доцільність і можливість створення в Україні замкненого ядерного циклу. У нас для цього існують певні передумови, але ще більше — неподоланих труднощів. Не слід забувати, що Україна за статусом — не ядерна держава. Однак ми реально працюємо у тих напрямах, які необхідні для створення власного замкненого циклу. По-перше, країна має великі перспективи у виробництві цирконієвих сплавів і прокату. По-друге, у нас є база для розвитку сучасного атомного машинобудування; вітчизняні підприємства випускають конкурентоспроможні автоматичні системи управління Атомної електростанції. Харківський завод «Турбоатом» готовий виготовляти турбіни для водно-водяних російських реакторів. В Україні є перспективні розробки у галузі тепловидільних елементів для високотемпературних газових реакторів, високо оцінені зарубіжними фахівцями: українських учених запросили до співпраці у комісії МАГАТЕ з розробки таких реакторів. Найближчим часом необхідно налагодити промислове виробництво цирконієвих сплавів та прокату з них, що є дуже важливим елементом ядерного машинобудування, а також інтенсивніше розробляти уранові рудники. Стосовно наукового супроводу розвитку атомної енергетики, то в Україні є для цього висококваліфіковані колективи вчених та інженерів. Це 20 академічних інститутів відділень ядерної фізики та енергетики, фізико-технічних проблем матеріалознавства, фізико-технічних проблем енергетики. Чотири вищих навчальних заклади (Київ, Харків, Одеса, Севастополь) ведуть підготовку кадрів для Атомної електричної станції. Нині в Україні повністю сформована й успішно працює Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом», яка 2005 р. відпускала електроенергію вартістю 7,14 коп./кВтгод за собівартості — 5,03 коп./кВтгод. Зазначимо, що на теплових електростанціях собівартість такої кількості електроенергії приблизно 10 коп. НАЕК «Енергоатом» працює на 13 російських реакторах ВВЕР-1000 та

двох ВВЕР-440 і тільки на російському паливі.

Разом з тим для створення власного замкненого ядерного циклу в Україні немає ключових складників: палива, потужностей з переробки відпрацьованого ядерного палива, сховищ для його зберігання. Щоправда, останнім часом побудували сухе тимчасове сховище відходів ядерного палива на Запорізькій атомній електричній станції. Але найбільшою проблемою є потужна опозиція подальшому розвитку атомної енергетики з боку громадської думки, яка сформувалася одразу після Чорнобильської катастрофи. Для того, щоб атомна енергетика України повністю відповідала сучасним вимогам і забезпечувала енергетичну незалежність нашої держави, необхідно розв’язати низку нагальних завдань:

• створити вітчизняне виробництво палива для Атомної елекростанції (для цього потрібно ~ 1 млрд. дол. США);

• подовжити термін служби діючих блоків на 15 років, тобто провести їх повноцінну перевірку і виконати профілактичні роботи;

• ввести нові блоки (11—12), вибравши типи реакторів і уклавши контракти на будівництво на основі тендеру (~ 11—12 млрд. дол. США);

• побудувати завод з переробки відходів ядерного палива (0,6 млрд. дол. США);

• спорудити сховище відпрацьованого ядерного палива (можливо, за рахунок об’єкта «Укриття» №2) — ініціатива попереднього Президента України В.А. Ющенка;

• побудувати «Укриття» №2 на Чорнобильській атомній електростанції (понад 1,2 млрд. дол., на кошти донорів).

Виконання перелічених заходів потребує величезних коштів — близько 15 млрд. дол. США. Здійснення цих робіт разом з упровадженням енергозберігаючих технологій, виробництвом у необхідних обсягах енергії на Тепло електростанціях за рахунок вугілля і мазуту допоможе Україні позбутися енергетичної залежності і зміцнити національну безпеку. Національна академія наук може зробити істотний внесок у науково-технічне забезпечення реалізації цієї програми. Досі йшлося тільки про технічний аспект справи. Однак у нас існують соціальні, психологічні та

моральні проблеми, які необхідно розв’язати для успішного розвитку атомної енергетики. Загальновідомо, що після Чорнобильської катастрофи громадськість України різко налаштована проти «мирного атома» і будівництва нових енергоблоків. Це означає, що Уряд України, керівництво Національної атомної енергогенеруючої компанії «Енергоатом» з особливою увагою мають поставитися до громадської думки стосовно перспектив розвитку атомної енергетики. Щоб переконати суспільство у її перевагах, потрібна велика і чесна пропагандистська робота, щоб люди конкретно знали, що їм дасть розбудова Атомної електростанції. Потрібно, щоб будь-який мешканець країни мав можливість будь-коли отримати інформацію про стан будь-якої з вітчизняних атомних станцій. Тоді населення буде впевненим у надійності і безпечності роботи Атомної електростанції, довірятиме професіоналізму і моральній культурі їх операторів.

Жителі місцевості навколо станції отримували певну «плату за страх» жити поряд з нею. Це — будівництво шляхів, шкіл для дітей, пільгові тарифи на електрику, тепло для парників і будинків за пільговими цінами тощо. Зрештою, люди, котрі мешкають на територіях навколо Атомної електростанції, мають доступ до інформації про радіаційну обстановку на станції та рівень її безпечності. Громадяни знають свої права, ступінь компенсації можливих збитків.

За півстоліття свого розвитку ядерна енергетика пройшла складний і суперечливий шлях: від грандіозних планів розбудови мережі Атомних електростанцій до потрясіння Чорнобилем і згортання атомних програм в Україні і деяких країнах Заходу.

Постчорнобильські реалії спонукали світову громадськість до глибшого осмислення проблем безпечного функціонування Атомної електростанції. Адже використання сучасних ядерних технологій потребує не тільки фахівців з високим рівнем кваліфікації і відповідальності, а й відповідного рівня культури, освіченості й екологічної свідомості суспільства.

2.1. Система відбору пари

Підігрів конденсату і живлячої води за рахунок тепла пари, що розширяється, в циліндрах турбіни називається регенеративним підігрівом живлячої води і конденсату. В результаті підігріву живлячої води підвищується коефіцієнт корисної дії установки (за рахунок підвищення коефіцієнту корисної дії термодинамічного циклу і зниженню вологості пари в проточних частинах циліндрів, що веде до підвищення внутрішнього коефіцієнту корисної дії циліндрів турбіни).

Пара, що поступає з циліндрів турбіни в систему регенерації чи на забезпеченні інших елементів енергоблоку, називається відбірним. Подача всієї відпрацьованої пари в циліндрах турбіни систему регенерації і інші теплообмінні установки енергоблоку (що значно підвищило б коефіцієнт корисної дії енергоблоку) на Атомній електростанції не застосовується із-за великих технічних труднощів. Замість цього в теплових схемах турбоустановок Атомних елекростанцій визначена частина пари з проміжних ступенів циліндрів турбін направляється на регенеративні підігрівачі і інші споживачі тепла установки і енергоблоку в цілому. При створенні визначеної теплової схеми турбоустановки вирішується задача оптимізації двох параметрів: коефіцієнт корисної дії установки і ціна її створення і експлуатації.

На форматі А3 показана схема відбору пари турбіни К-1000-60/3000. Із циліндру високого тиску організовані наступні відбори пари:

− перший відбір пари здійснюється з камер після других ступенів обох потоків. Пара, що відпрацювала в перших і других ступенях циліндра високого тиску з параметрами р_1від = 23,0 кгс/см², t_1від = 218С і в кількості G_1від = 300,1 т/г поступає в плівчастий сепаратор 1, де проходить часткове видалення великодисперсної вологи з парового потоку і тим самим запобігає корозійному зношенні арматури, що розміщена в паропроводі відбору і вхідних колекторів

підігрівачів високого тиску. Далі пара через зворотній клапан з серводвигуном RD10S01 і дистанційно керовані клапани RD11S01, RD12S01 поступає в регенеративні підігрівачі високого тиску №7. Злиття від сепарованої вологи з сепаратору здійснюється в розширювачеві дренажів низького тиску SH 20S01 за допомогою клапана SH 20S01;

− другий відбір пару організований з камер після третіх ступенів обох потоків. Пара, що відпрацювала в перших трьох ступенях (по ходу пари) циліндра високого тиску з параметрами р_2від = 14,54 кгс/см², t_2від = 195,8С і в кількості G_2від = 298,8 т/г, поступає в плівчасті сепаратори 2 і далі через КОС RD20S01, дистанційно керовані клапани RD20S03, RD21S03, RD22S03 – в регенеративні підігрівачі високого тиску №6. До підігрівачів високого тиску №6 здійснений відбір пари за допомогою клапана RD20S04 в систему колектора власних потреб;

− третій відбір пари здійснюється з камер після четвертих ступенів обох потоків. Пара, що відпрацювала в перших чотирьох ступенях циліндру високого тиску з параметрами р_3від = 9,8 кгс/см², t_3від = 178С і в кількості G_3від = 110,2 т/г, поступає в плівчасті сепаратори 3 і далі через КОС RD30S01, плівчастий сепаратор 8, дистанційно керований клапан RD32S01 – в деаератори. З даного паропроводу після КОС виконана подача пари з допомогою клапана RD31S01 до типових бойлерів типу ПСВ-500, оперативного позначення UM22W03, UM21W03;

− четвертий відбір пари організований із паропроводу подачі пари з СПП, тобто після п’ятих ступенів циліндрів високого тиску. Пара, що відпрацювала в циліндрі високого тиску з параметрами р_4від = 5,85 кгс/см², t_4від = 156,7С і в кількості G_4від = 284,4 т/г, поступає через плівчасті сепаратори 4, дистанційно керуючий клапан RD40S01, в регенеративний підігрівач низького тиску №5. З даного паропроводу перед клапаном RD40S01 здійснюється відвід пари з допомогою клапанів RD41S21, RD41S11 в основні бойлери другого ступеня. Крім того, з паропроводів після СПП з допомогою КОС RB50S01 організованого відбіру пари з параметрами р_тжн = 5,56 кгс/см², t_тжн = 154,8С і в кількості G_тжн = 131,2 т/г на приводні турбіни живлячих насосів №1,2.

З циліндрів низького тиску організовані наступні відбори пари:

− п’ятий відбір здійснюється з камер після перших ступенів обох потоків ЦНТ-2. Пара, що відпрацювала в перших ступенях обох потоків ЦНТ-2 з параметрами р_5від = 2,48 кгс/см², t_5від = 126,8С і в кількості G_5від = 139,7 т/г, поступає в регенеративний підігрівач низького тиску №4 через КОС RH50S01 і клапан RH50S02;

− шостий відбір здійснюється з камер після других ступенів обох потоків ЦНТ-1. Пара, що відпрацювала в перших двох ступенях (по ходу парового потоку) ЦНТ-1 з параметрами р_6від = 1,26 кгс/см², t_6від = 105,7С і в кількості G_6від = 105,2 т/г, поступає в регенеративний підігрівач низького тиску №3 через КОС RH61S01, клапан RH61S02 і через КОС RH61S01до основних бойлерів першої ступені;

− сьомий відбір пари здійснюється з камер після третіх ступенів обох потоків ЦНТ-3 і ЦНТ-4 Пара, що відпрацювала в перших трьох ступенях обох потоків ЦНТ-3 і ЦНТ-4 з параметрами р_7від = 0,635 кгс/см², t_7від = 87,5С і в кількості G_7від = 139,8 т/г, поступає в регенеративний підігрівач низького тиску №2 (змішуючого типу);

− восьмий відбір пари здійснюється з камер після четвертих ступенів кожного потоку всіх ЦНТ. Пара, що відпрацювала в чотирьох ступенях кожного потоку всіх ЦНТ з параметрами р_8від = 0,248 кгс/см², t_8від = 64,5С і в кількості G_8від = 165,7 т/г, поступає в регенеративні підігрівачі низького тиску №1.

Зворотні клапани з серводвигуном типу КОС встановлені на таких паропроводах: першого відбору – RD10S01 в ПВТ-7; другого відбору – RD20S01 в ПВТ-6; третього відбору – RD30S01 в деаератори і пікові бойлера; п’ятого відбору – RD50S01 в ПВТ-4; шостого відбору – RH61S01, RH62S02 в ПНТ-3 і основні бойлера першої ступені; подачі пари від СПП – RB50S01 в приводні турбіни №1,2 живлячих насосів.