Технологічна схема виробництва електроенергії на АЕС подібна до такої на теплових електростанціях і полягає в наступному. Теплова енергія, яка виділяється в активній зоні реактора при поділі ядер атомів палива, відводиться теплоносієм і використовується для отримання водяної пари, що приводить в дію турбогенератор.

Таким чином, основним елементом, який відрізняє АЕС від теплової електростанції, є ядерний реактор — пристрій, в якому здійснюється керована самопідтримуюча ланцюгова реакція поділу ядер атомів ядерного палива.

Він включає в себе наступні елементи.

Активна зона — простір, в якому в результаті ланцюгової реакції поділу відбувається виділення внутрішньоядерної енергії. В цій зоні певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.

Тепловиділяючі елементи (твели) — основний конструктивний вузол технологічних каналів активної зони, який містить матеріал поділу і забезпечує передачу тепла від нього при ланцюговій реакції до теплоносія. Твел складається з активної частини, яка містить ядерне паливо, зовнішньої оболонки та допоміжних деталей. Як ядерне паливо в більшості реакторів використовується природній уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді диоксиду (UО2). Ступінь збагачення знаходиться в межах від десятих долей до декількох відсотків.

Циркуляційний контур теплоносія — пристрій, призначений для відводу тепла з активної зони (первинний контур ядерного реактора). Теплоносій не повинен мати в своєму складі нейтроно-захоплюючі елементи, руйнуватись під впливом випромінювання, і в той же час бути дешевим і безпечним. Найчастіше в цій якості використовуються вода (легка або важка), газ (гелій, азот, двоокис вуглецю), рідкий метал (натрій) та деякі інші речовини.

Відбивач нейтронів — шар матеріалу, що не ділиться. Він оточує активну зону реактора для зменшення виходу з неї нейтронів. Це відбувається шляхом поглинання останніх або екранування з частковим їх поверненням в зону. Добрими матеріалами для відбивача є графіт, берилій, важка вода.

Система управління і захисту — сукупність пристроїв, призначених для забезпечення надійного контролю потужності (інтенсивності ланцюгової реакції), управління та аварійного виключення реактора.

Біологічний захист — пристрій, який, при роботі ядерного реактора знижує інтенсивність випромінювання до безпечного для персоналу рівня. Конструкція і матеріали захисту залежать від призначення реактора, його типу, потужності.

В реакторах, які працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати їх енергію (до 1 еВ). Для цього між тепловиділяючими елементами розміщують сповільнювач — пристрій з матеріалів з низькою атомною вагою (наприклад графіт, звичайна та важка вода, в деяких випадках органічні сполуки). Реактори, які працюють на швидких нейтронах (з енергією понад 100 кеВ), сповільнювачів не вимагають.

Для отримання ланцюгової самопідтримуючої реакції поділу реактор переводять в так званий критичний стан. При цьому кількість нейтронів, утворених при поділі, повинна дорівнювати їх кількості, втраченій в результаті поглинання. Критичний стан реактора характеризується ефективним коефіцієнтом розмноження — Кеф. При Кеф меншому 1, реактор знаходиться в підкритичному стані і ланцюгова реакція не підтримується, а якщо Кеф більший 1, то ядерний реактор переходить в надкритичний стан і потужність його поступово збільшується і може досягти параметрів, при яких він руйнується. Тому цей показник ядерного реактора, працюючого на повільних нейтронах, регулюється за допомогою регулюючих стержнів аварійного захисту. Вони містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій, гафній та інші), але найчастіше для цього використовується карбід бору (В2С) та суміш В2С–АI2О3. При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, які беруть участь в поділі, зменшується, а, відповідно, знижується і потужність реактора. При витягуванні стержнів з активної зони відбувається зворотній процес. При введенні в активну зону стержнів аварійного захисту ядерна ланцюгова реакція припиняється.

Для відводу теплоти від тепловиділяючих елементів застосовують різноманітні системи охолодження реактора.

При проектуванні і будівництві АЕС одним із найважливіших науково-технічних завдань є забезпечення радіаційної безпеки персоналу та населення, а також попередження радіаційного забруднення оточуючого середовища. Мета радіаційного захисту полягає в тому, щоб опромінення персоналу АЕС не перевищувало максимально допустимих доз, а концентрація РР в оточуючому середовищі поблизу станції знаходилась на безпечному рівні.

В основу вирішення цієї проблеми покладена концепція створення захисних бар’єрів.

Основними з них на шляху поширення РР є оболонки твелів, трубопроводи, помпи і захисна оболонка реакторної установки.

Герметичні оболонки твелів, попереджуючі вихід продуктів поділу з палива в теплоносій, є першим бар’єром радіаційного захисту.

В процесі роботи в них можуть утворюватись мікротріщини, через які продукти поділу проникають в теплоносій. У зв’язку з цим виникає необхідність герметизації трубопроводів і помп — утворюється другий бар’єр радіаційного захисту.

Внаслідок високого тиску теплоносія, механічних і гідродинамічних вібрацій, корозії та ряду інших причин може порушуватись герметичність комунікацій, аж до розриву основного трубопроводу, що є вже максимальною проектною аварією. У зв’язку з цим виникає необхідність створення третього бар’єру радіаційного захисту, попереджуючого вихід РР в оточуюче середовище. Таким бар’єром є захисна оболонка реакторної установки.

До захисних бар’єрів відносяться також фільтри та обладнання для спеціальної водо- і газоочистки, споруди для відстою і розбавлення рідких і газоподібних середовищ, зони суворого контролю у виробничих приміщеннях і на території АЕС, контрольні пункти на маршрутах руху персоналу та транспорту, санітарні пропускники та пункти дезактивації, контроль при виході або виїзді за межі станції.

2. Коротка характеристика можливих аварій на АЕС.

Аварії на АЕС, згідно класифікації надзвичайних ситуацій, відносяться до виробничих, які супроводжуються звільненням радіаційної енергії. Тобто має місце втрата