АЭС определение, особенности компоновки. Аэс особенности

Особенности работы АЭС

Технологическая схема АЭС

Сравнение реакторов типов ВВЭР и РБМК

В России работает 14 водо-водяных реакторов типа ВВЭР общей мощностью 10640 МВт и 11 ка­нальных графитовых реакторов типа РБМК общей мощностью 11000 МВт (см. табл. 5.1). За рубежом реакторов канального типа, аналогичным РБМК, не строят.

Главное отличие реакторов типа ВВЭР от РБМК состоит в их большей безопасности. Это определяется тремя причинами:

■ реактор ВВЭР принципиально не имеет так называемых положительных обратных связей, т.е. в случае потери теплоносителя и потери охлаждения активной зоны цепная реакция горения ядер­ного топлива затухает, а не разгоняется, как в РБМК,

■ активная зона ВВЭР не содержит горючего вещества (графита), которого в активной зоне РБМК содержится около 2 тыс. т,

■ реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивности за пределы АЭС даже при разрушении корпуса реактора, выполнить единый защитный колпак для РБМК невозможно из-за большой разветвленности труб реакторного контура.

Главное преимущество ВВЭР — большая безопасность, значение которого полностью осознали лишь после Чернобыльской катастрофы, хотя это было известно давно. Сейчас Россия производит только усовершенствованные высоконадежные реакторы типа ВВЭР. Завод «Атоммаш» может изготавливать от 4 до 8 реакторов в год.

Корпус ВВЭР имеет гигантские размеры, а изготовление его весьма трудоемко. Его размеры ограничены достижением предельного состояния прочности, так как механические напряжения, разрывающие корпус, пропорциональны его диаметру и внутреннему давлению в нем (при этом необходимо учитывать охрупчивание металла под действием нейтронного облучения).

Принцип работы двухконтурной АЭС на водо-водяном реакторе приведен на рисунке. По двухконтурной схеме отвод теплоты из реактора осуществляется теплоносителем, который затем передает теплоту рабочей среде непосредственно. Первый контур расположен в реакторном отделении. Рабочая среда и теплоноситель второго контура нерадиоактивны, что упрощает эксплуатацию и повышает безопасность АЭС.

Через реактор 1 типа ВВЭР прокачивается вода под давлением 15,7 МПа (160 ат). На входе в реактор вода имеет температуру 289 °С, на выходе — 322 °С. При давлении в 160 ат вода может закипеть только при температуре 346 °С и, таким образом, в первом контуре двухконтурной АЭС всегда циркулирует только вода без образования пара. Из ядерного реактора 1 вода с температурой 322 °С поступает в парогенератор 3. Парогенератор — это горизонтальный цилиндрический сосуд (барабан), частично заполненный питательной водой второго контура, над водой имеется паровое пространство. В воду погружены многочис­ленные трубы парогенератора, в которые поступает вода из ядерного реактора. В парогенераторе происходит выпаривание воды при повышенном давлении. С помощью питательного насоса ПН и соответствующего выбора турбины в парогенераторе создается давление существенно меньшее, чем в первом контуре (для реактора ВВЭР-1000 и турбины мощностью 1000 МВт это давление свежего пара р0 = 60 ат). Поэтому уже при нагреве до 275 °С вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева ее теплоносителем, имеющим температуру 322 °С. Таким образом, в парогенераторе, являющимся связывающим звеном первого и второго контура (но расположен­ном в реакторном отделении), генерируется пар с давлением р0 = 60 ат и температурой t0 = 275 °С (свежий пар). Влажность пара очень мала (0,5 %). В этом состоит особенность АЭС — низкие начальные параметры и влажный пар на входе в турбину.

Этот пар направляется в паровую турбину 4. Здесь он расширяется до давления примерно 1 МПа (10 ат). При этом давлении влажность пара увеличивается до 10—12 %. Возрастание влажности приводит к интенсивной эрозии деталей проточной части цилиндра высокого давления ЦВД паровой турбины. Чтобы избежать этого, пар перед поступлением в цилиндр низкого давления ЦНД направляется в сепаратор-пароперегреватель (СПП). В сепараторе С от пара отделяется влага, и он поступает в паро­перегреватель, где его параметры доводятся до значений 10 ат, 250 °С, влажность 0,5 %. Таким образом, пар на выходе из СПП является перегретым, и эти параметры выбраны такими, чтобы получить допустимую влажность в конце турбины, где угроза эрозии еще большая, чем за ЦВД. Расширившись в ЦНД, пар поступает в конденсатор 5, а из него в конденсатно-питательный тракт, состоящий из конденсатного насоса 6, подогревателей низкого и высокого давления 9,13, даэратора 10, питательного насоса 12. 7, 8, 11 – пар от отбора, предназначенный для подогрева воды в 9, 13, 10. Турбина вращает электрический генератор, ток от которого поступает в электрическую сеть.

Эксплуатационные особенности АЭС.

АЭС не могут работать в маневренных режимах, т.е. уч

tradesmarter.ru

Атомные электростанции

Общие вопросы производства электроэнергии на АЭС.

АЭС – это по существу тепловая электростанция, которая использует тепловую энергию ядерной реакции. Центральным элементом АЭС является ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция деления U-235. Для отвода тепла, выделяющегося в этой реакции, используют теплоноситель, в качестве которого чаще всего выступает вода. Кроме того, для осуществления управления ядерной реакцией необходимо использование замедлителя нейтронов.

Так, в реакторах типа ВВЭР (водо – водяной энергетический) в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода под давлением. В реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный) в качестве теплоносителя используется вода, а в качестве замедлителя – графит. Оба эти реактора нашли широкое применение на АЭС Украины и России.

По технологическому принципу производства электроэнергии АЭС очень похожа на КЭС. Так же как и КЭС, АЭС строятся по блочному принципу в электрической и тепловой части. Однако, существует ряд особенностей в технологическом процессе, что накладывает существенное влияние на электрическую часть станции.

АЭС выгодно оснащать блоками большой мощности, тогда по своим технико-экономическим показателям они не уступают КЭС. В настоящее время широко используются реакторы электрической мощностью 440 и 1000 МВт типа ВВЭР, а также 1000 и 1500 МВт типа РБМК. При этом энергоблоки формируются следующим образом:

1. Реактор ВВЭР - 440 и два турбоагрегата по 220 МВт.

2. Реактор ВВЭР – 1000 и два турбоагрегата по 500 МВт.

3. Реактор ВВЭР – 1000 и один турбоагрегат 1000 МВт.

4. Реактор РБМК – 1500 и два турбоагрегата по 750 МВт.

Оценим теперь влияние АЭС на экологию. АЭС не имеет выбросов дымовых газов и не имеет отходов в виде золы и шлаков. Однако, удельные тепловыделения в воду на атомной станции выше, вследствие большого удельного расхода пара, а следовательно большого расхода охлаждающей воды. Поэтому, все современные АЭС оборудуются градирнями, для отвода тепла охлаждающей воды в атмосферу.

Важная особенность эксплуатации АЭС – радиоактивные отходы, которые захораниваются в специальных могильниках, исключающих воздействие радиации на людей.

Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов на людей, вокруг станции создается санитарно – защитная зона.

Выше уже отмечалось, что построение электрической части АЭС тесно связано с технологическим циклом производства АЭС с различными типами реакторов. Поэтому, рассмотрим принципиальные технологические схемы АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК.

Специфика электрической части аналогична КЭС. Центры электрических нагрузок располагаются на значительном расстоянии от АЭС, поэтому станция выдаёт электроэнергию на высоких и сверхвысоких напряжениях. Для удобства наращивания мощности, повышения надёжности используется блочный принцип построения.

Мы видим, что особенность технологического процесса на АЭС предъявляет специфические требования к питанию электрооборудования.

Все потребители АЭС образуют, как и на КЭС, систему собственных нужд, которая в нормальных режимах получает питание от трансформатора собственных нужд основного (ОТСН). Этот трансформатор получает питание от генератора станции. Для обеспечения резервирования питания собственных нужд применяют резервные трансформаторы (РТСН), получающие питание от шин среднего напряжения своей или соседней ЭС.

 

 

 

 

Рисунок 2.4. Структурная схема электрической части АЭС

 

В системе собственных нужд для обеспечения надёжного и безопасного функционирования технологического оборудования выделяют 3 подсистемы электроснабжения потребителей собственных нужд:

а) система шин нормальной эксплуатации (С.Ш.Н.Э). От этой системы шин получают питание потребители, не предъявляющие повышенных требований к надёжности электроснабжения, допускающие перерывы питания на время автоматического ввода резервного питания после срабатывания защиты реактора. Эти потребители относятся к потребителям 3 группы (по ПУЭ) потребителей 1 категории. К ним относятся конденсатные, циркуляционные и сетевые насосы, ГЦН с большой инерционностью, насосы технической воды неответственных потребителей, дренажные насосы и т.д.)

б) система шин надёжного питания, для потребителей 2 группы (С.Ш.Н.П. – 2 группы). От этой системы шин получают питание потребители, требующие повышенной надёжности питания и допускающие перерывы питания на время, определяемое условиями аварийного расхолаживания (десятки секунд – десятки минут) и требующие обязательного питания после срабатывания АЗ реактора. К ним относят: электрооборудование САОЗ, САОР, спринклерные насосы, насосы борного регулирования, аварийные питательные насосы, противопожарные насосы, отдельное электрооборудование турбоагрегата и систем биологической и технологической дозиметрии. Для потребителей этой группы в аварийном режиме предусматривается электроснабжение от специальных автономных источников, не связанных с сетью энергосистемы, которые должны обеспечивать питание этих потребителей при МПА и обесточении основных источников электроснабжения. В качестве аварийных источников используются на АЭС автоматизированные дизель генераторы.

в) система шин надёжного питания для потребителей 1 группы (С.Ш.Н.П. – 1 группы). От этой системы шин получают питание потребители, не допускающее перерыв питания более чем на доли секунды во всех режимах, включая режим полного исчезновения напряжения переменного тока от ОТСН и РТСН, и требующие обязательного питания после срабатывания АЗ реактора. К этой группе относятся: КИП и автоматика защиты реактора; приборы технологического контроля; некоторые системы дозиметрии; электропривод быстродействующих клапанов и отсечной арматуры, которая локализует и обеспечивает ликвидацию аварии, часть аварийного освещения; электромагнитных приводов СУЗ, ГЦН с малой инерционностью, а также отдельные насосы турбоагрегата.

В качестве аварийных источников питания для этой группы используют аккумуляторные батареи со статическими преобразователями электроэнергии (выпрямители – С.П.Э.В, инверторы –С.П.Э.И).

11 Технологический процесс производства электроэнергии на гидроэлектростанциях ( ГЭС )

На ГЭС для получения электроэнергии используется энергия водных потоков. Первичными двигателями на ГЭС являются гидротурбины, которые приводят во вращение синхронные генераторы. Мощность, развиваемая агрегатом, пропорциональна напору Н и расходу воды Q

P = H Q.

Напор Н создаётся разностью уровней воды с помощью плотины (рисунок 1.3).

 

В электрической части ГЭС во многом подобны конденсационным станциям. ГЭС обычно удалены от центров потребления энергии, поэтому электроэнергия выдаётся на высоких и сверхвысоких напряжениях ( 110-500 кВ ).

Отличительная особенность ГЭС – небольшое потребление электроэнергии на собственные нужды, которое в несколько раз меньше, чем на ТЭС. Это объясняется отсутствием на ТЭС крупных механизмов собственных нужд.

Другая отличительная особенность - простая технология производства электроэнергии, что обуславливает лёгкую автоматизацию.

Пуск агрегата ГЭС занимает не более 50 секунд, поэтому резерв мощности в энергосистеме обеспечивается именно гидростанциями. КПД ГЭС обычно составляет 85-90%, а себестоимость электроэнергии в несколько раз меньше, чем на тепловых электростанциях.

Особую роль в современных энергосистемах занимают гидроаккумулирующие станции (ГАЭС). Эти электростанции имеют, как минимум, два бассейна - верхний и нижний с определёнными перепадами высот между ними. На ГАЭС устанавливаются обратимые агрегаты. В часы минимума нагрузки агрегаты переводят в двигательный режим, а турбины – в насосный. Потребляя мощность из сети, гидроагрегаты перекачивают воду из нижнего бассейна в верхний. В часы максимальных нагрузок, когда в системе дефицит мощности ГАЭС вырабатывает электроэнергию за счёт перепада уровней воды в бассейнах. В этот период станция работает как обычная ГЭС. Таким образом, применение ГАЭС позволяет выравнивать график нагрузок энергосистемы, что повышает экономичность тепловых станций.

 

Дата добавления: 2015-08-27; просмотров: 441 | Нарушение авторских прав

mybiblioteka.su - 2015-2018 год. (0.03 сек.)

mybiblioteka.su

История, особенности Тяньваньской АЭС

Проблема энергопотребления в современном мире стоит очень остро. Невозобновляемость ресурсов, которые традиционно используются для обеспечения населения электроэнергией, заставляет правительства многих стран задуматься об альтернативных энергетических источниках. Однако недостаточный уровень развития технологий, различные климатические и географические условия позволяют применять энергию солнечных лучей, воды и ветра далеко не во всех регионах. Именно поэтому даже после нескольких серьезных аварий и возросшего недоверия общественности к “мирному атому” атомная энергетика все так же остается одним из самых перспективных направлений развития.

Атомная энергетика Китайской Народной Республики

Атомная энергетика Китая в мирной среде на данный момент представлена тридцатью шестью реакторами, расположенными на четырнадцати атомных электростанциях. Запланировано строительство еще тридцати одного энергетического блока, двенадцать из них уже находятся на стадии реализации проекта.

Большинство атомных электростанций (в том числе Тяньваньская АЭС, которая является одной из самых надежных и безопасных) расположены на побережье. Такая локализация позволяет использовать морскую воду для прямого охлаждения. Все подходящие площадки вблизи источников морской воды уже распланированы для дальнейшего строительства новых энергоблоков.

В целом активное развитие атомной энергетики Китая направлено на улучшение экологической ситуации в государстве. Бурно растущую экономику ранее обеспечивали угольными электростанциями, которые выбрасывают в атмосферу намного больше вредных веществ, чем нормально функционирующая АЭС. В результате воздух в городах загрязнен, да и в целом ситуация в плане экологии оставляет желать лучшего.

Сотрудничество Китая и Российской Федерации в сфере атомной энергетики

Большинство реакторов на территории Китайской Народной Республики строится не без участия Российской Федерации. Исключением не стало и строительство Тяньваньской АЭС (электростанция, кстати, является крупнейшим объектом российско-китайского сотрудничества). Содействие ведется на этапах составления проектов энергетических объектов, собственно сооружения энергоблоков, поставок строительных материалов, оборудования, обеспечения стройки персоналом и обучения китайских рабочих. Портфель заказов компании "Росатом" заполнен проектами китайских партнеров, Китай, в свою очередь, также усиливает свое присутствие на российском рынке: восточные партнеры являются держателями акций “Ямал СПГ” и “Сибур”.

Расположение атомной электростанции

Тяньваньская АЭС (Китай) расположена вблизи одноименного города на берегу Желтого моря. Местные жители называют населенный пункт, находящийся в тридцати километрах от города Ляньюньган, небольшой рыбацкой деревушкой, на самом же деле численность населения городского округа немногим менее пяти миллионов человек. При этом площадь Ляньюньган - всего семь с половиной квадратных километров.

На фото выше обозначено расположение Тяньваньской АЭС на карте Китая.

Хронология реализации проекта

Строительство атомной электростанции неподалеку от “рыбацкого поселка” Ляньюньган началось (если говорить о начале сотрудничества) еще в 1992 году. Тогда между инженерной компанией “Атомстройэкспорт”, являющейся подрядчиком, правительствами Китайской Народной Республики и Российской Федерации состоялось подписание договора о сотрудничестве. Соглашение предполагало разработку проекта Тяньваньской АЭС, поставку необходимого оборудования и материалов, монтажные работы, введение атомной электростанции в эксплуатацию и обучение персонала, в дальнейшем трудоустроенного на энергетическом объекте.

Фактически запуск первого энергоблока Тяньваньской электростанции состоялся в 2005 году. Годом позже в Национальную электрическую сеть Китая включен новый объект — Тяньваньская АЭС. История реализации проекта тогда только началась. Первые два блока атомной электростанции сданы в эксплуатацию в 2007 году. Объект находился на гарантийном обслуживании последующие два года.

В 2010 году китайская энергетическая корпорация заключила очередное соглашение с российским “Атомстройэкспорт”. На этот раз контракт оговаривал условия строительства третьего и четвертого энергоблоков. Разработка проектов завершилась в 2012 году для третьего и в 2013-м для четвертого энергетических блоков, ее ознаменовало торжественное начало бетонирования фундамента. Ожидается, что третий и четвертый энергоблоки Тяньваньской АЭС будут введены в эксплуатацию в 2018 году.

Организации, принимавшие участие в сооружении электростанции

Сооружением атомной электростанции занималась не только инженерная компания “Атомстройэкспорт”. В реализации проекта энергоблоков первой очереди на Тяньваньской АЭС принимали участие следующие компании и организации:

• научное руководство осуществлялось Курчатовским институтом;
• реакторную установку разрабатывали в опытно-конструкторском бюро “Гидропресс”;
• введение АЭС в эксплуатацию контролировалось генеральным подрядчиком — компанией “Атомтехэнерго”;
• генеральным проектировщиком выступал санкт-петербургский “Атомэнергопроект”;
• основное оборудование было изготовлено на “Ижорских заводах”;
• парогенераторы поставлялись машиностроительным заводом “ЗиО-Подольск”;
• автоматизированная система управления атомной электростанцией была приобретена у немецкого концерна Siemens.

Всего в разработке и реализации проекта задействовано около 150 компаний и организаций, кроме того, ряд оборудования был изготовлен китайскими предприятиями.

Ввод атомной электростанции в эксплуатацию

Успешная реализация проекта и своевременный ввод в эксплуатацию энергоблоков первого порядка стали знаковым событием как для китайской атомной энергетики, так и для российских подрядчиков, разработчиков. Протокол предварительной сдачи работ был подписан начальником “Атомстройэкспорта” с российской стороны и директором JNPC (Цзянсуская ядерная энергетическая корпорация) с китайской. Статус действующей Тяньваньская АЭС (фото см. ниже) получила 16 августа 2007 года.

Важная особенность

При сооружении АЭС применялись самые современные на тот момент решения. Важным вопросом для организаций и компаний, занимающихся разработкой проекта, стало обеспечение надежности Тяньваньской АЭС. На сегодняшний день энергетический объект является одной из самых безопасных АЭС в мире.

Достичь такого результата удалось благодаря уникальному решению, которое является важной особенностью проекта атомной электростанции. Дело в том, что при строительстве станции заложено несколько так называемых ловушек. Конусообразные отсеки предназначены для задержания активной зоны. Таким образом, при возможной аварии расплавленные элементы конструкции сооружения будут заполнять ловушки, что позволит предотвратить разрушение здания в целом.

Дальнейшие планы сотрудничества между Китаем и Российской Федерацией

Успешное завершение проекта гарантировало российским подрядчикам продолжение международного сотрудничества. Вводом в эксплуатацию совместного объекта в 2007 году были довольны обе стороны. Новое соглашение, предусматривающее условия разработки проекта, строительства и ввода в эксплуатацию энергоблоков второго порядка (второго и третьего) было подписано практически сразу же по истечении гарантийного срока обслуживания Тяньваньской АЭС.

Запланировано совместное строительство оставшихся энергетических блоков атомной электростанции в Китае. Всего планируется ввести в эксплуатацию восемь энергоблоков Тяньваньской АЭС, но сроки реализации проекта пока неизвестны. Также на переговорах обсуждалось возможное сотрудничество при сооружении еще одной электростанции. Новый объект планируется построить в городе Харбине, на северо-востоке Китая.

Атомные электростанции, которые строятся по подобному проекту

В проектировании безопасных атомных электростанций заинтересовано множество государств. На данный момент сооружение дополнительных отсеков-ловушек является инновационным решением, но при этом довольно сложным при разработке проекта и строительстве энергетического объекта.

По проекту АЭС-2006 (усовершенствованный АЭС-91, по которому была построена Тяньваньская АЭС), предусматривающему высокие показатели безопасности и надежности, в данный момент строятся пять атомных электростанций. Три из них находятся на территории Российской Федерации:

• Балтийская АЭС в Калининградской области;
• Ленинградская АЭС-2 в городе Сосновый Бор, в 68 км от Санкт-Петербурга;
• Нововоронежская АЭС-2 в Воронежской области.

Две оставшиеся станции по нормам безопасности АЭС-2006 возводятся в Беларуси (Гродненская область) и Индии. Последняя АЭС не полностью соответствует проекту.

В ближайшем будущем планируется сооружение еще пяти атомных электростанций:

Атомные электростанции нового поколения позволят минимизировать последствия возможных аварий. Особенно радует, что разработкой и реализацией проекта самой безопасной АЭС в мире занималась именно Российская Федерация.

fb.ru

АЭС определение, особенности компоновки.

А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка для пpоизводства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом), предназначенная для производства электрической энергии (ОПБ-88/97).

 

 

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

 

Дата добавления: 2015-08-09; просмотров: 117 | Нарушение авторских прав

mybiblioteka.su - 2015-2018 год. (0.009 сек.)

mybiblioteka.su

Атомная электростанция - «Энциклопедия»

АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС), электростанция, на которой для получения электроэнергии используется теплота, выделяющаяся в ядерном реакторе в результате контролируемой цепной реакции деления ядер тяжёлых элементов (в основном 233U, 235U, 239Pu). Теплота, образующаяся в активной зоне ядерного реактора, передаётся (непосредственно либо через промежуточный теплоноситель) рабочему телу (преимущественно водяному пару), которое приводит в действие паровые турбины с турбогенераторами.

АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции (ТЭС), в которой вместо топки парового котла используется ядерный реактор. Однако при сходстве принципиальных термодинамических схем ядерных и тепловых энергоустановок между ними есть и существенные различия. Основными из них являются экологические и экономические преимущества АЭС перед ТЭС: АЭС не нуждаются в кислороде для сжигания топлива; они практически не загрязняют окружающую среду сернистыми и другими газами; ядерное топливо имеет значительно более высокую теплотворную способность (при делении 1 г изотопов U или Pu высвобождается 22500 кВтч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 3000 кг каменного угля), что резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; мировые энергетические ресурсы ядерного топлива существенно превышают природные запасы углеводородного топлива. Кроме того, применение в качестве источника энергии ядерных реакторов (любого типа) требует изменения тепловых схем, принятых на обычных ТЭС, и введения в структуру АЭС новых элементов, например, биологической защиты (смотри Радиационная безопасность), системы перегрузки отработанного топлива, бассейна выдержки топлива и др. Передача тепловой энергии от ядерного реактора к паровым турбинам осуществляется посредством теплоносителя, циркулирующего по герметичным трубопроводам, в сочетании с циркуляционными насосами, образующими, так называемый реакторный контур или петлю. В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжёлую воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости, некоторые газы (например, гелий, углекислый газ). Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда замкнуты во избежание утечки радиоактивности, их число определяется в основном типом ядерного реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.

Реклама

На АЭС с одноконтурной схемой (рис., а) теплоноситель является также и рабочим телом, весь контур радиоактивен и потому окружён биологической защитой. При использовании в качестве теплоносителя инертного газа, например гелия, который не активируется в нейтронном поле активной зоны, биологическая защита необходима только вокруг ядерного реактора, поскольку теплоноситель не радиоактивен. Теплоноситель - рабочее тело, нагреваясь в активной зоне реактора, затем поступает в турбину, где его тепловая энергия преобразуется в механическую и далее в электрогенераторе — в электрическую. Наиболее распространены одноконтурные АЭС с ядерными реакторами, в которых теплоносителем и замедлителем нейтронов служит вода. Рабочее тело образуется непосредственно в активной зоне при нагревании теплоносителя до кипения. Такие реакторы называют кипящими, в мировой ядерной энергетике они обозначаются как BWR (Boiling Water Reactor). В России получили распространение кипящие реакторы с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем - РБМК (реактор большой мощности канальный). Перспективным считается использование на АЭС высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (с гелиевым теплоносителем) - ВТГР (HTGR). Кпд одноконтурных АЭС, работающих в закрытом газотурбинном цикле, может превышать 45-50%.

При двухконтурной схеме (рис., б) нагретый в активной зоне теплоноситель первого контура передаёт в парогенераторе (теплообменнике) тепловую энергию рабочему телу во втором контуре, после чего циркуляционным насосом возвращается в активную зону. Первичным теплоносителем может быть вода, жидкий металл или газ, а рабочим телом вода, превращающаяся в водяной пар в парогенераторе. Первый контур радиоактивен и окружается биологической защитой (кроме тех случаев, когда в качестве теплоносителя используется инертный газ). Второй контур обычно радиационно безопасен, поскольку рабочее тело и теплоноситель первого контура не соприкасаются. Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами, в которых первичным теплоносителем и замедлителем служит вода, а рабочим телом - водяной пар. Этот тип реакторов обозначают как ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор (PWR - Power Water Reactor). Кпд АЭС с ВВЭР достигает 40%. По термодинамической эффективности такие АЭС уступают одноконтурным АЭС с ВТГР, если температура газового теплоносителя на выходе из активной зоны превышает 700 °С.

Трёхконтурные тепловые схемы (рис., в) применяют лишь в тех случаях, когда необходимо полностью исключить контакт теплоносителя первого (радиоактивного) контура с рабочим телом; например, при охлаждении активной зоны жидким натрием его контакт с рабочим телом (водяным паром) может привести к крупной аварии. Жидкий натрий как теплоноситель применяют только в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (FBR - Fast Breeder Reactor). Особенность АЭС с реактором на быстрых нейтронах состоит в том, что одновременно с выработкой электрической и тепловой энергии они воспроизводят делящиеся изотопы, пригодные для использования в тепловых ядерных реакторах (смотри Реактор-размножитель).

Турбины АЭС обычно работают на насыщенном или слабоперегретом паре. При использовании турбин, работающих на перегретом паре, насыщенный пар для повышения температуры и давления пропускают через активную зону реактора (по особым каналам) либо через специальный теплообменник - пароперегреватель, работающий на углеводородном топливе. Термодинамическая эффективность цикла АЭС тем выше, чем выше параметры теплоносителя, рабочего тела, которые определяются технологическими возможностями и свойствами конструкционных материалов, применяемых в контурах охлаждения АЭС.

На АЭС большое внимание уделяют очистке теплоносителя, поскольку имеющиеся в нём естественные примеси, а также продукты коррозии, накапливающиеся в процессе эксплуатации оборудования и трубопроводов, являются источниками радиоактивности. Степень чистоты теплоносителя во многом определяет уровень радиационной обстановки в помещениях АЭС.

АЭС практически всегда строят вблизи потребителей энергии, т.к. расходы на транспортировку ядерного топлива на АЭС, в отличие от углеводородного топлива для ТЭС, мало влияют на себестоимость вырабатываемой энергии (обычно ядерное топливо в энергетических реакторах заменяют на новое один раз в несколько лет), а передача как электрической, так и тепловой энергии на большие расстояния заметно повышает их стоимость. АЭС сооружают с подветренной стороны относительно ближайшего населённого пункта, вокруг неё создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения, где проживание населения недопустимо. В зоне наблюдения размещают контрольно-измерительную аппаратуру для постоянного мониторинга окружающей среды.

АЭС - основа ядерной энергетики. Главное их назначение - производство электроэнергии (АЭС конденсационного типа) или комбинированное производство электроэнергии и тепла (атомные теплоэлектроцентрали - АТЭЦ). На АТЭЦ часть отработавшего в турбинах пара отводится в так называемые сетевые теплообменники для нагревания воды, циркулирующей в замкнутых сетях теплоснабжения. В отдельных случаях тепловая энергия ядерных реакторов может использоваться только для нужд теплофикации (атомные станции теплоснабжения - ACT). В этом случае нагретая вода из теплообменников первого-второго контуров поступает в сетевой теплообменник, где отдаёт тепло сетевой воде и затем возвращается в контур.

Одно из преимуществ АЭС по сравнению с обычными ТЭС - их высокая экологичность, сохраняющаяся при квалифицированной эксплуатации ядерных реакторов. Существующие барьеры радиационной безопасности АЭС (оболочки твэлов, корпус ядерного реактора и т.п.) предотвращают загрязнение теплоносителя радиоактивными продуктами деления. Над реакторным залом АЭС возводится защитная оболочка (контеймент) для исключения попадания в окружающую среду радиоактивных материалов при самой тяжёлой аварии - разгерметизации первого контура, расплавлении активной зоны. Подготовка персонала АЭС предусматривает обучение на специальных тренажёрах (имитаторах АЭС) для отработки действий, как в штатных, так и в аварийных ситуациях. На АЭС имеется ряд служб, обеспечивающих нормальное функционирование станции, безопасность её персонала (например, дозиметрический контроль, обеспечение санитарно-гигиенических требований и др.). На территории АЭС создают временные хранилища для свежего и отработанного ядерного топлива, для жидких и твёрдых радиоактивных отходов, появляющихся при её эксплуатации. Всё это приводит к тому, что стоимость установленного киловатта мощности на АЭС более чем на 30% превышает стоимость киловатта на ТЭС. Однако стоимость отпускаемой потребителю энергии, выработанной на АЭС, ниже, чем на ТЭС, из-за очень малой доли в этой стоимости топливной составляющей. Вследствие высокой экономичности и особенностей регулирования мощности АЭС обычно используют в базовых режимах, при этом коэффициент использования установленной мощности АЭС может превышать 80%. По мере увеличения доли АЭС в общем энергетическом балансе региона они могут работать и в манёвренном режиме (для покрытия неравномерностей нагрузки в местной энергосистеме). Способность АЭС работать длительное время без смены топлива позволяет использовать их в удалённых регионах. Разработаны АЭС, компоновка оборудования которых основана на принципах, реализуемых в судовых ядерных энергетических установках (смотри Атомоход). Такие АЭС можно разместить, например, на барже. Перспективны АЭС с ΒΤΓΡ, вырабатывающих тепловую энергию для осуществления технологических процессов в металлургическом, химическом и нефтяном производствах, при газификации угля и сланцев, в производстве синтетического углеводородного топлива. Срок эксплуатации АЭС 25-30 лет. Вывод АЭС из эксплуатации, демонтаж реактора и рекультивация её площадки до состояния «зелёной лужайки» - сложное и дорогостоящее организационно-техническое мероприятие, осуществляемое по разрабатываемым в каждом конкретном случае планам.

Первая в мире действующая АЭС мощностью 5000 кВт пущена в России в 1954 году в г. Обнинск. В 1956 году вступила в строй АЭС в Колдер-Холле в Великобритании (46 МВт), в 1957 - АЭС в Шиппингпорте в США (60 МВт). В 1976 пущена первая в мире АТЭЦ - Билибинская (Чукотский автономный округ). Массовое строительство крупных экономичных АЭС началось во 2-й половине 1960-х годов. Однако после аварии (1986) на Чернобыльской АЭС привлекательность ядерной энергетики заметно снизилась, а в ряде стран, имеющих достаточные собственные традиционные топливно-энергетические ресурсы или доступ к ним, строительство новых АЭС фактически прекратилось (Россия, США, Великобритания, ФРГ). К началу 21 века во всём мире действовало около 440 ядерных реакторов суммарной мощностью более 300 ГВт, в том числе около 110 реакторов - в США, свыше 55 - во Франции, 50 - в Японии, 35 - в Великобритании, 29 - в России. Установленная мощность крупных АЭС достигает нескольких тысяч мегаватт; например, в России - Ленинградская (4000 МВт, 1981), Курская (4000 МВт, 1986), Нововоронежская (2455 МВт, 1980), Смоленская (2000 МВт, 1985), Калининская (2000 МВт, 1986) атомные электростанции.

Лит.: Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. 5-е изд. М., 1994; Стерман Л. С. Тепловые и атомные электрические станции. 3-е изд. М., 2004.

В. И. Лелеков.

knowledge.su

---

• 
  Бесконтактные концевые выключатели
• 
  Закон ома для чайников
• 
  Мосэнергосбыт контакты московская область
• 
  Угловая анкерная опора 10 кв
• 
  Лампа светодиодная дневного света
• 
  Показания воды по счетчику
• 
  Заземление частный дом
• 
  Подобрать стабилизатор напряжения
• 
  Какие нужны документы чтобы оформить субсидию на коммунальные услуги
• 
  Какой выбрать флюс для пайки
• 
  Освещение в чем измеряется