АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ(АЭС)

Атомная энергетика
Описание атомной станции малой мощности
Описание реакторной установки
Параметры реакторной установки
Основные решения по конструкции активной зоны
Парогенератор обеспечивает выработку пара
Компенсатор давления
Описание систем реакторной установки
Системы аварийной остановки реактора
Система аварийного охлаждения активной зоны
Локализующие системы безопасности
Обеспечивающие системы безопасности
Технологическая схема сборки твэла
Ионизирующие излучения
Принцип работы атомных электрических станций
Надежность АЭС
Реакторы типа РБМК-1000
Реакторы типа ВВЭР
(водо-водяные энергетические реакторы)
Принцип работы теплоэлектрических
преобразователей
Характеристики
современных термоэлектропреобразователей
.
Проект второй очереди Нововоронежской АЭС
Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС
Особенности ядерных реакторов
Основные этапы ядерного топливного цикла

Топливо ядерных реакторов

Парогенератор АЭС реактора БН-600.
Задача: найти расход теплоносителя,
тепловую мощность
Задача: рассчитать толщину стенок труб
теплопередающей поверхности
Задача: рассчитать геометрические
размеры парогенератора.
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Парогенератор.

Гидроэлектрические станции
 

Принцип работы атомных электрических станций

Первая в мире АЭС была введена в эксплуатацию в г. Обнинске (СССР) 27 июня 1954 г., о чем сообщило Московское радио. Затем сообщение об успешно завершенных работах по созданию первой промышленной электростанции на атомной энергии было передано зарубежными информационными агентствами, прокомментировано радио и прессой, воспринято как сенсация.

На АЭС энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, превращается в тепловую энергию пара или газа, затем в электрическую энергию, т. е. в энергию движения электронов в проводнике. Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтронами, в результате чего получаются осколки ядер, обычно неодинаковые по массе, - нейтроны и другие продукты деления, которые разлетаются в разные стороны с огромными скоростями и имеют, следовательно, большие кинетические энергии. Получаемая при делении ядер энергия почти полностью превращается в теплоту. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция деления ядерного топлива - 235U., называется ядерным реактором. Ядерное топливо обладает высокой теплотворной способностью – 1 кг 235U заменяет 2900 т угля.

На рис. 3.23 представлен общий вид АЭС.

Общий вид атомной электростанции

Рис. 3.23. Общий вид атомной электростанции: 1 - хранилища топлива; 2 - реакторные здания; 3 - машинный зал; 4 - электрическая подстанция,
5 - хранилище жидких отходов

Обычные ТЭС принципиально отличаются от АЭС только тем, что рабочее тело на них получает теплоту в парогенераторах при сжигании органического топлива, а на АЭС - в ядерных реакторах. Для подогревания воды и превращения ее в пар на ТЭС используется теплота, получаемая при сжигании угля, а на АЭС - теплота, получаемая с помощью управляемой ядерной реакции деления.

Основной элемент станции - ядерный реактор, который состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.

В рабочие каналы активной зоны помещают ядерное топливо в виде урановых или плутониевых стержней, покрытых герметичной металлической оболочкой. В этих стержнях и происходит ядерная реакция, сопровождаемая выделением большого количества тепловой энергии. Поэтому стержни с ядерным топливом называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Количество твэлов в активной зоне доходит до нескольких тысяч. В активную зону помещают замедлитель нейтронов, через нее также проходит теплоноситель, под которым понимают вещество, служащее для отвода теплоты. В качестве теплоносителя используется обычная вода, тяжелая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы (углекислый газ, гелий). Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает в рабочих каналах поверхности твэлов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования. Активная зона окружена отражателем, который возвращает в нее вылетающие нейтроны.

Мощность энергетического реактора определяется возможностями быстрого отвода теплоты из активной зоны.

Основная часть энергии, выделяющейся при ядерной реакции в твэлах, идет на нагревание ядерного топлива, а небольшая часть - на нагревание замедлителя. Поскольку отвод теплоты происходит за счет конвективного теплообмена, то для повышения его интенсивности следует увеличивать скорость движения теплоносителя. Так, скорость движения воды в активной зоне составляет примерно 3-7 м/с, а скорость газов 30 - 80 м/с.

Управление реактором производится с помощью специальных стержней, поглощающих нейтроны. Стержни вводятся в активную зону и изменяют поток нейтронов, а следовательно, и интенсивность ядерной реакции.

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу теплового двигателя (турбины) по одноконтурной (рис. 3.24 б), двухконтурной (рис. 3.24 в) и трехконтурной (рис. 3.24 г) схемам.

Каждый контур представляет собой замкнутую систему. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

При работе АЭС по двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель отдает теплоту рабочему телу в парогенераторе. Если в качестве теплоносителя используется вода, то она охлаждается в парогенераторе на 15 - 40 °С. Теплоносители в виде жидкостей и газов охлаждаются в парогенераторах значительнее, иногда на несколько сотен градусов.

Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологической защиты. Во втором контуре рабочее тело (вода и пар) нигде не соприкасается с радиоактивным теплоносителем первого контура, поэтому с ним можно обращаться так же, как и на обычных ГЭС.

Схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС

Рис. 3.24. Схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС:

1 - реактор с первичной биологической защитой; 2 - вторичная биологическая защита; 3 - турбина; 4 - электрический генератор;
5 - конденсатор или газоохладитель; 6 - насос или компрессор;
7 - регенеративный теплообменник; 8 - циркуляционный насос; 9 - парогенератор; 10 - промежуточный теплообменник

На рис. 3.25 приведена схема первой АЭС, где в качестве теплоносителя используется вода. Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре используется повышенное давление, так как при этом температура кипения воды также повышается. С увеличением давления температура кипения воды изменяется следующим образом: при р = 101,3 кПа значение Ткип = 100 °С, при р = 1013 кПа значение Ткип = 180°С. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньшего погружения. В теплообменнике используется противоток, что дает возможность нагревать рабочее тело второго контура до 260 °С и охлаждать воду первого контура до 130 °С.

Схема первой АЭС:

Рис. 3.25. Схема первой АЭС: 1 - графитовый замедлитель; 2 - стержни реактора; 3 - кольцевой коллек­тор; 4 - подогреватель; 5 - парогенератор; 6 - пароперегреватель; 7 - турбина; 8 - конденсатор; 9 - насос второго контура; 10 - компенсатор; 11 - насос первого контура; 12 - стальной кожух; 13 - графитовый отражатель; 14 - бетонная защита

Биологическая защита выполняет функции изоляции реактора от окружающего пространства, т.е. от проникновения за пределы реактора мощных потоков нейтронов,  и осколков деления. Защита реактора выполняется в виде толстого слоя (до нескольких метров) бетона с внутренними каналами, по которым циркулирует вода или воздух для отвода теплоты.

Количество этой теплоты равно 3 - 5 % от всей выделенной в реакторе энергии.

Защита должна ограничивать уровни излучений до значений, не превышающих допустимых доз как при работе реактора, так и при его останове.

Биологическая защита, в первую очередь, предназначается для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала. Поэтому все излучающие устройства (первый контур) помещаются внутри защитной оболочки.

7.2. Перспективы атомных электростанций

Доля атомной энергетики в производстве электроэнергии в перспективе будет возрастать. Мнения ведущих специалистов в различных странах сильно расходятся в отношении количественной оценки перспектив развития атомной энергетики.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее.

Реакторы на быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8-10 лет, чтобы получить плутоний, необходимый для построения аналогичного реактора на быстрых нейтронах.

Один из важных вопросов ядерной энергетики состоит в выборе природного или обогащенного урана. В России применяется обогащенный уран, так как это позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать - и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейтронов и теплоносителей.

Назовем основные преимущества атомной энергетики:

  АЭС почти не зависят от месторасположения источников сырья вследствие компактности ядерного топлива и легкой его транспортировки. Однако для охлаждения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

 сооружение мощных энергетических блоков имеет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

 малый расход горючего не требует загрузки транспорта;

  АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

Атомная энергетика