Технология производства электроэнергии на атомных электростанциях. Общие сведения


В настоящее время в России эксплуатируется 10 атомных электростанций (табл. 3.2). Выработка электроэнергии на АЭС России составляет около 15% в общей структуре производства электроэнергии.

 

Таблица 3.2. АЭС России

АЭС Ректоры
Кольская Нововоронежская 4хВВЭР-440 2хВВЭР-440 + 1хВВЭР-1000
Балаковская Ростовская Калининская 4хВВЭР-1000 2хВВЭР-1000 3хВВЭР-1000
Курская Ленинградская Смоленская 4хРБМК-1000 4хРБМК-1000 3хРБМК-1000
Белоярская 1хБН-600
Билибинская 4хЭГП-6; Nэл = 4х12 = 48 МВт

 

 

Ядерное топливо обладает весьма высокой теплотворной способностью – 1 кг урана-235 заменяет 2900 т угля.

В отечественной энергетике получили распространение ядерные реакторы типов РБМК, ВВЭР и БН. Реактор малой мощности ЭГП используется в виде исключения.

По сути атомная электростанция с реактором любого типа включает в себя цикл ПТУ, где вместо котла выступает промежуточный элемент, в который вместо органического топлива подается жидкий теплоноситель, нагретый за счет ядерной энергии. В зависимости от типа реактора, данный элемент имеет различные конструкцию и наименование. В зависимости от количества ступеней передачи тепла различают 1-, 2- и 3-контурные схемы АЭС. В любом случае первый контур включает в себя ядерный реактор, в котором происходит передача тепла от ядерного топлива к жидкому теплоносителю.

Характерной особенностью АЭС является наличие остаточных тепловыделений в активной зоне после срабатывания аварийной защиты. Эти тепловыделения обусловлены наличием запаздывающих нейтронов, радиоактивным распадом осколков деления, накопившихся в процессе работы реактора, и энергией, аккумулированной в ядерном горючем, теплоносителе, замедлителе и в элементах конструкции. После любой остановки АЭС, плановой или аварийной, нужно обеспечить непрерывную циркуляцию теплоносителя через активную зону для отвода энергии остаточных тепловыделений, а также работу теплообменных устройств для передачи энергии от теплоносителя в окружающую среду.

В соответствии со сказанным условимся называть расхолаживанием с аварийным обесточиванием процесс отвода остаточных тепловыделений от аварийно остановленного реактора при полном исчезновении напряжения в системе СН, подключенных к генераторам АЭС и к сети энергосистемы.

Режим расхолаживания с обесточиванием не обязательно является следствием аварии в электрической части АЭС: он может возникнуть, например, в результате тяжелой системной аварии, сопровождающейся разделением энергосистемы на несинхронно работающие части, отключением агрегатов на электростанциях, в том числе и на рассматриваемой АЭС. Наиболее тяжелым для АЭС является совпадение во времени аварийного обесточивания с так называемой максимальной проектной аварией (МПА). В этом режиме происходит разуплотнение реакторного контура и необходима работа всего комплекса защитных и локализующих устройств и автономных источников электроснабжения.

На ТЭС, благодаря отсутствию остаточных тепловыделений, после аварийной остановки блока основная проблема заключается в обеспечении сохранности вращающегося технологического оборудования, что даже в условиях аварийного обесточивания сравнительно легко осуществляется с помощью аккумуляторной батареи и электродвигателей постоянного тока.



Дата добавления: 2016-06-15; просмотров: 2277;


Поиск по сайту:

Воспользовавшись поиском можно найти нужную информацию на сайте.

Поделитесь с друзьями:

Считаете данную информацию полезной, тогда расскажите друзьям в соц. сетях.
Poznayka.org - Познайка.Орг - 2016-2024 год. Материал предоставляется для ознакомительных и учебных целей.
Генерация страницы за: 0.007 сек.