И типы атомных электростанций
Атомная электростанция (АЭС) – электростанция, в которой для получения электрической и тепловой энергии используется атомная (ядерная) энергия. Тепловая энергия, выделяющаяся при делении ядер, отводится из ядерного реактора прокачкой через него жидкого или газообразного теплоносителя. АЭС – это в сущности своей тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор.
Первый на Европейско–Азиатском континенте ядерный реактор был сооружен и запущен в 1946 году в СССР. В конце 1940–х годов создается уранодобывающая промышленность, организовано производство ядерного горючего – урана–235 и плутония–239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.
В 1954 году начала работать первая в мире атомная станция в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1–й Международной научно–технической конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, август 1955 года). В 1957 году на океанские просторы вышло первое в мире атомное судно – ледокол «Ленин».
В настоящее время доля АЭС в суммарной выработке мировой электроэнергии более 14 %, причем в США 19,6 %, в Великобритании 18,9 %,в Германии 34 %, в Бельгии 65 %, во Франции свыше 76 %.
В качестве исходного сырья на АЭС используется природный уран U235 или искусственное сырье — плутоний Рu239. Природный уран U235 содержится в рудах в концентрации около 0,7 %. Остальную часть составляет не делящийся в этих условиях U238. Если учесть, что в урановых рудах содержание делящегося урана менее 1 %, то становится очевидным, что процесс обогащения руд на концентрат урана U235 с его содержанием более 40 % технически очень сложен и требует больших материальных затрат.
Переработка и обогащение ядерного топлива производится на специальных предприятиях по типовой схеме. Продукцией таких предприятий являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые выполняются в виде тонких труб, наполненных таблетками обогащенного ядерного топлива. Трубы изготавливаются из специальных металлов и должны обеспечивать необходимые условия теплоотвода и замедления (гашения) энергии нейтронов при делении ядер урана или плутония.
Ядерное топливо в форме ТВЭЛов вводится в активную зону реактора, где поддерживается цепная управляемая реакция деления урана или плутония. Кроме того, в реактор вводятся замедлители (гасители) нейтронов – регулирующие стержни и конструкционные материалы, которыми экранизируется стенка реактора и которые препятствуют выходу нейтронов из реактора. Через реактор пропускается вода или какой–то другой теплоноситель (жидкий металл, газ или др.). Вода как потенциальный теплоноситель поступает в реактор под высоким давлением, нагревается и превращается в реакторе в пар высокого давления и температуры.
В реакторе тяжелые ядра урана или плутония, поглощая свободные тепловые нейтроны (медленные, обладающие невысокой энергией), распадаются на более легкие ядра. При делении выделяется большое количество тепловой энергии и дополнительные нейтроны в среднем в 2–2,5 раза больше количества поглощенных. Эти выделяемые нейтроны обладают большой энергией (быстрые нейтроны) и не могут участвовать в дальнейшем делении ядер без гашения их энергии до энергии тепловых нейтронов. Цепная реакция будет управляемой, когда количество поглощаемых тепловых нейтронов будет равно количеству быстрых нейтронов. Дополнительные быстрые нейтроны поглощаются с помощью специальных поглощающих стержней, обладающих высокой поглощающей способностью. Посредством ввода и вывода этих стержней осуществляется пуск и останов реактора, регулирование режима его работы.
Основным направлением атомной энергетики является производство электроэнергии на атомных электростанциях. Если АЭС отпускает потребителям только электроэнергию, то ее называют атомной конденсационной электростанцией (АКЭС). Возможно создание атомных станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и теплоту. Такие электростанции называют атомными теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Можно использовать ядерную энергию только для целей отопления и горячего водоснабжения на атомных станциях теплоснабжения (ACT). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья.
Для АЭС наибольшее значение имеет классификация по числу контуров. Имеются одно–, двух– и трехконтурные АЭС.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, то АЭС называют одноконтурной.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым).
На трехконтурных АЭС создают дополнительный промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из–за большого количества оборудования.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело.
Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу по преобразованию тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС всегда замкнут, и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.
Теплоноситель на АЭС призван отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.
Кроме классификации АЭС по числу контуров можно выделить отдельные типы станций в зависимости от следующих факторов:
1) типа реактора – на тепловых, промежуточных или быстрых нейтронах;
2) параметров и типа паровых турбин – АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре;
3) параметров и типа теплоносителя – с газовым теплоносителем, теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.;
4) типа замедлителя реактора (графитовый, тяжеловодный и др.);
5) конструктивных особенностей реактора (канального или корпусного типа, с кипящим слоем, с естественной или принудительной циркуляцией и др.).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 3.18.
Рис. 3.18. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор;
2 – циркуляционный насос; 3 – теплообменник;
4 – гидротурбина; 5 – электрогенератор.
Тепло выделяется в активной зоне реактора 1, вбирается водой (теплоносителем 1–го контура), которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передает тепло, полученное в реакторе, воде 2–го контура. Вода 2–го контура испаряется в парогенераторе, и образованный пар поступает в турбину 4, которая приводит во вращение генератор 5.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется двухконтурной: в 1–м контуре циркулирует теплоноситель, 2–й контур – пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая схема АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар или направляется непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.
В высокотемпературных графитогазовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае играет роль камеры сгорания.
Существенное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС заключается в том, что у ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а у АЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону. При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее, содержащееся в ТВЭЛах, перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
Ядерные реакторы
Дата добавления: 2020-07-18; просмотров: 555;