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
 

Надежность АЭС

В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах может вызвать заболевание и даже смерть.

Воздействие радиоактивного излучения на живые организмы в настоящее время достаточно хорошо изучено (табл. 8.1). Исследованиями установлено, что последствия ионизирующего излучения мощными дозами в течение относительно короткого времени более ощутимы, чем при «хроническом» облучении небольшими дозами в течение длительного времени. Ионизирующее облучение человека оказывает соматическое (от греческого слова, означающего «тело») и генетическое действия. Длительное хроническое облучение может повысить статистическую вероятность заболевания раком и другими болезнями.

Действию ионизирующего излучения, так называемого естественного .радиационного фона, подвергается каждый живой организм в течение жизни. Источники, создающие естественный радиационный фон, разделяются на внешние и внутренние.

Внешние - это источники, находящиеся вне человека, а внутренние - это источники, заключенные в нем самом.

Общая доза радиации, получаемая человеком за год от естественного радиационного фона, составляет около 100 мБэр (1 мЭв) -милибэр.

Подпись: Источники облучения	Ежегодные дозы
облучения
мкДж/год
От космических лучей и естественной радиоактивности в человеческом теле, горных породах, почве, воздухе (в среднем)	7-20
То же, для жителей вулканических районов Бразилии	160
Дополнительное среднее облучение внутри каменного дома, вызванного естественной радиоактивностью материалов	5-15
В результате рентгеноскопии	7,5 - 10
Дополнительное облучение от различных источников (космические лучи во время полетов на реактивных лайнерах, светящиеся циферблаты часов, цветные телевизоры и т.д.)	

0,2
От радиоактивных отходов атомных электростанций	Менее 0,0001
От радиоактивных отходов АЭС для лиц, проживающих непосредственно вблизи станций	0,5
Таблица

Кроме воздействия радиационного фона, люди подвергаются действию радиации от искусственных источников, интенсивность которых возрастает. Максимальная доза радиации, которую человеческий организм может безболезненно выдержать, точно не установлена. Следует учесть, что
мБэр - это единица излучения, которая оказывает на человека такое же биологическое действие, как облучение в 1 рентген.

При этом под рентгеном понимается единица экспозиционной дозы рентгеновского излучения. Один рентген (2,58·10-4 Кл/кг) - это такая доза рентгеновского излучения или гамма-излучения, при которой в 1 г воздуха поглощается энергия, равная 87,7 эрг; в 1 мл мягких тканей человека - 96 эрг. Если от радия массой 1 г на расстоянии 1 м поместить 1 г воды или 1 г мягкой ткани человека, то за 1 ч вода и ткани получат дозу около 1 Р. При медицинском рентгеновском обследовании часть тела человека получает дозу 0,15 Р, а при лечении рентгеновскими лучами (рентгенотерапия) тело человека получает дозу от 1 до 10 Р.

Предполагается, что когда мощность АЭС в нашей стране достигнет 200 млн. кВт, дополнительная доза облучения населения составит менее 0,01 % от облучения за счет естественной радиации. Такая небольшая доза облучения даже полезна, так как человек всегда жил и развивался в условиях радиации.

Для того чтобы АЭС не вызывали слишком больших излучений, необходимо выполнять требования безопасности. Понятие безопасности включает в себя несколько аспектов:

 безопасность обслуживающего персонала;

  отсутствие распространения радиоактивности в атмосферу и воду;

 обеспечение безаварийной работы реакторов станций;

 переработка и хранение радиоактивных отходов.

Для выполнения требований безопасности, прежде всего, необходимо 1) произвести надлежащий выбор места строительства АЭС. Так, согласно последним решениям, их нельзя размещать ближе чем на 180 - 200 км от крупных городов.

2) на определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства должен быть безопасен в сейсмическом отношении.

3) главное здание станции в соответствии с требованиями безопасности разделяется на зоны строгого и свободного режима. В зоне строгого режима на обслуживающий персонал могут воздействовать зараженные воздух и поверхности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помещения, где персонал может присутствовать постоянно, и помещения, куда во время работы реактора вход строго воспрещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радиоактивного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуатации, но и в случаях так называемых проектных аварий.

Для задержки радиоактивности, излучаемой при работе реактора, устанавливается несколько защитных барьеров:

- кристаллическая решетка топлива, которой поглощаются радиоактивные продукты деления и превращения тяжелых ядер;

 металлическая оболочка тепловыделяющих элементов (твэлов);

корпус реактора и система циркуляции теплоносителя (первого контура);

железобетонные или металлические защитные оболочки, предотвращающие распространение радиоактивности при нарушении прочности корпуса реактора или контура с теплоносителем.

Построенные и строящиеся АЭС с водо-водяными реакторами мощностью 1000 МВт снабжаются защитными оболочками. Здесь предусматривается кольце­вой бак биологической защиты и газгольдер с высокой трубой, через которую вы­брасывается воздух из помещений. Высота трубы рассчитана так, что радиоактив­ные ядра успевают частично распасться, прежде чем достигнут поверхности земли (при нормальной работе станции в атмосферу попадает лишь небольшое количест­во газообразных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода). На АЭС про­текает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов.

При этом масса ядерного топлива должна быть не менее некоторого определенного значения, но топливо «выгорает» и коэффициент размножения делящихся нейтронов постепенно (хотя и медленно) уменьшается. Для компенсации этого эффекта в реактор загружают несколько больше топлива, чем это необходимо. Безопасность работы при этом обеспечивают подвижные компенсирующие стержни, поглощающие нейтроны деления. Однако если по ошибке стержни окажутся поднятыми, начнется неуправляемый «разгон мощности». Тогда начинает действовать аварийная защита, включающая сначала сигнализацию, а затем мгновенно вводящая в активную зону дополнительные аварийные стержни. Чтобы исключить самопроизвольный пуск реактора, в систему первого контура вводится борная кислота, активно поглощающая нейтроны.

Хотя теоретически аварии на АЭС маловероятны, тем не менее за период с 1971 по 1985 г. в 14 странах мира случалась 151 авария разной степени сложности и с разными, в том числе с тяжелыми, исходами для людей и окружающей среды.

Авария 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Чернобыльской АЭС в СССР привела к тяжелым последствиям. В результате аварии погибли 28 человек и нанесен ущерб здоровью многих людей. Разрушение РБМК (реактора большой мощности канального типа) привело к радиоактивному загрязнению территории около 1 тыс. км2. Выведены из строя сельскохозяйственные угодья, остановлена работа предприятий, а из 30 - километровой зоны от центра аварии выселено несколько десятков тысяч человек. Авария на Чернобыльской АЭС произошла из-за ряда допущенных работниками этой станции грубых нарушений правил эксплуатации реакторной установки. Вследствие несоблюдения персоналом технологического регламента эксплуатации реактор попал в опасное нерасчетное состояние.

Авария на Чернобыльской АЭС показала необходимость конкретных мер по усилению безопасности атомных станций. Здесь прежде всего необходимо дальнейшее повышение технологической надежности в период эксплуатации, своевременный демонтаж и консервация станций по исчерпании ими ресурса основного оборудования (средний срок службы АЭС примерно 30 лет), изыскание более совершенных способов захоронения, складирования и применения радиоактивных отходов.

В связи с чернобыльской аварией, которая хотя и является очень крупной и тяжелой, но отнюдь не приостанавливающей дальнейшее развитие атомной энергетики, разрабатывается ряд международных мер для предотвращения аварий и уменьшения их возможных последствий. К таким мерам относится разработка механизмов для своевременного оповещения о выбросах радиоактивных элементов за пределы национальной территории, получение информации об уровне радиоактивности в странах, возможных дополнительных технических мерах на ядерных установках.

6. Экономическая часть

Оценка себестоимости вырабатываемой энергии

 Структура себестоимости генерирующей компании АЭС:

- топливная составляющая 15%;

- амортизация 12%;

- ФОТ с отчислениями 9%;

- прочее 64%: - вспомогательные материалы (спец.одежда, химикаты, не имеющие отношения к технологическому процессу и др.);

- отчисления во внебюджетные фонды (на НИОКР, вывод из эксплуатации АЭС, социальная защита населения, местный бюджет и др.);

- услуги производственного характера (дополнительный рабочий персонал и др.;

- ОЯТ;

- налоги.

  Модернизация АЭС окажет влияние на топливную и амортизационную составляющие структуры себестоимости вырабатываемой электроэнергии, а так же на ФОТ.

Оценка изменения амортизационной составляющей себестоимости электроэнергии

а) Капитальные затраты на АЭС:

LкапАЭСбаз= 4 620 [млн. руб.],

LкапАЭСмодерн=3 360 [млн.руб.]

б) Амортизация капитальных затрат АЭС:

ААЭС=aам LкапАЭС [руб],

 aам – средневзвешенный коэффициент амортизации, aам =5,33% (2,23% - амортизация зданий и сооружений и оборудования, 3,1% - текущий ремонт)

ААЭСбаз=250 [млн.руб.],

ААЭСмодерн=180 [млн.руб.]

Оценка изменения составляющей ФОТ себестоимости электроэнергии

Затраты на обслуживание базовой АЭС

Lобсл_АЭСбаз =n×Sз/п×k×Тсл, [руб]

где:

 n – обслуживающий персонал, n=56 [чел];

 Sз/п – годовая заработная плата одного сотрудника, Sз/п=196 [тыс. руб];

 k - отчисления на социальное страхование, k=1,26

Lобсл_АЭСбаз = 14 [млн.руб.]

Затраты на обслуживание модернизированной АЭС

Lобсл_АЭСмодерн =n×Sз/п×k×Тсл –Lперегр_перс , [руб]

где:

 n – обслуживающий персонал, n=46 [чел];

  Sз/п – годовая заработная плата одного сотрудника, Sз/п=196 [тыс. руб];

  k - отчисления на социальное страхование, k=1,26;

 Lперегр_перс – затраты на «перегрузочный» персонал, Sз/п=455 [тыс. руб];

Lобсл_АЭСбаз = 10 [млн.руб.]

Оценка изменения топливной составляющей себестоимости электроэнергии

Затраты на топливо в модернизированной варианте АЭС составляют 1/8 от базового.

Данные об изменении себестоимости вырабатываемой электроэнергии представлены в таблице:

Затраты

 % от себестоимости вырабатываемой энергии

амортизационные затраты

базовый вариант

12,00

модернизированный вариант

8,73

содержание АЭС (ФОТ)

базовый вариант

9,00

модернизированный вариант

7,10

топливная составляющая

базовый вариант

15,00

модернизированный вариант

1,88

 Себестоимость вырабатываемой электроэнергии для базового варианта АЭС – Sбаз=1,02 [руб/кВт×час]. Из них:

- топливная составляющая (15%) ® 0,15 [руб/кВт×час];

- ФОТ (9%) ® 0,09 [руб/кВт×час];

- амортизация (12%) ® 0,12 [руб/кВт×час];

- прочее (64%) ® 0,65 [руб/кВт×час].

  Составные части себестоимости вырабатываемой электроэнергии для модернизированного варианта АЭС следующие:

- топливная составляющая (2,5%) ® 0,02 [руб/кВт×час];

- ФОТ (9,3%) ® 0,07 [руб/кВт×час];

- амортизация (4,3%) ® 0,04 [руб/кВт×час];

- прочее (84%) ® 0,65 [руб/кВт×час];

- себестоимость ЭЭ ® Sмодерн=0,77 [руб/кВт×час].

  Изменение в себестоимости вырабатываемой энергии составляет

DS= Sбаз - Sмодерн =0,24 [руб/кВт×час]=23,79%( Sбаз)

Оценка срока окупаемости модернизированной АЭС

 Срок окупаемости базовой АЭС:

tбаз = LкапАЭС,баз/ П = 6 [лет]

где:

 LкапАЭСбаз - капительные затраты на строительство базовой АЭС,

 П - прибыль полученная АЭС от реализации электроэнергии

 Срок окупаемости модернизированной АЭС:

tмодерн = LкапАЭСмодерн/ П

где:

 LкапАЭСмодерн - капительные затраты на модернизированную АЭС,

 П - прибыль полученная АЭС от реализации электроэнергии

Так как прибыль остается неизменной, для оценочного расчета срока окупаемости принимается:

tмодерн = tбаз (LкапАЭСмодерн/ LкапАЭС,баз)

tмодерн= 6× (3360 /4620 )=4,4 [года]

Вывод:

Модернизация АЭС приводит к уменьшению себестоимости вырабатываемой электроэнергии на 0,24[руб/кВт×час]=24% (себестоимость вырабатываемой электроэнергии составляет 0,77[руб/кВт×час].

Срок окупаемости составляет 4,4 года.

Атомная энергетика