Парогазовые установки.

Схема ПГУ: КПД до 60%

Экономия за счет снижения потерь теплоты в окружающую среду продуктов сгорания ГТУ.

ℓ_пол = constЗатраченная работа уменьшается на величину площади ,следовательно КПД установки повышается.

Экономия за счет надстройки цикла ГТУ к циклу ПТУ.

Метод

Снижение расхода топлива в ПГУ за счет снижения удельного расхода дымовых газов.

Развитие теплофикации и теплоснабжения на базе атомных ТЭЦ (АТЭЦ) и станций теплоснабжения (АСТ) представляют большой интерес благодаря замещению дефицитного органического топлива ядерным. Такие достоинства АЭС, как простота топлива снабжения и транспортных связей, относительно небольшая высота дымовых труб, меньшее загрязнение окружающей среды и др., значительно ускоряют этот процесс.

АТЭЦ, как и АЭС могут быть одно-, двух- и трехконтурными (рис 18.6). Причем в АТЭЦ требуется дополнительно обеспечить радиационную безопасность сетевой воды, а следовательно, потребителей теплоты.

Согласно схеме АТЭЦ в реакторе 1 происходит термоядерная реакция тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), собранных в кассеты и размещенных в твердом или жидком замедлителе скоростей нейтронов, выделяющихся при распаде урана-235 (графит, тяжелая вода и др.). Теплота, выделяющаяся при ядерной реакции в ТВЭЛ, отводится из активной зоны реактора теплоносителем I контура, протекающим через кассеты. В парогенераторе 2 теплоноситель I контура нагревает воду во II контуре, превращая ее в пар. Радиоактивным является только I контур с теплоносителем, циркулирующим через реактор 1, а оборудование II и III контуров работает при отсутствии радиационной активности. В третьем контуре в парогенераторе 2 образуется рабочий пар, поступающий в турбину 3 и на цели теплоснабжения в теплофикационной подогреватель 5, где сетевая вода подогревается до требуемой температуры и сетевым насосом 6 подается потребителям (А, Б, В).

На рис. 8.13 приведена схема атомной теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), не потребляющей органического топлива и не загрязняющей атмосферу. Для защиты от радиации АТЭЦ построена по трехконтурной схеме, согласно которой передача теплоты из термоядерного реактора в паровую турбину, вырабатывающую электроэнергию, осуществляется посредством циркулирующего во втором контуре промежуточного теплоносителя. Давление в третьем контуре с паровой турбиной выше, чем во втором, что предотвращает попадание теплоносителя из второго контура в третий.

У АСТ имеются существенные преимущества по сравнению с АТЭЦ: приближение АСТ к городской застройке на 2-3 км, сокращение капитальных вложений в прокладку тепловых сетей, использование более дешевого ядерного топлива за счет дожигания остатков ядерного топлива АЭС и АТЭЦ и др.

По сравнению с районными котельными и ТЭЦ, преимущество АСТ выражаются в экономии органического топлива в разгрузке железнодорожного транспорта, в улучшении санитарного состояния воздушного бассейна, в сокращении затрат на прокладку тепловых сетей и отвод земель под их строительство.

Развитие электроэнергетики страны в 1930-е годы характеризовалось началом формирования энергосистем. Наша страна протянулась с востока на запад на одиннадцать часовых поясов. Соответственно этому в отдельных регионах меняется потребность в электроэнергии и режимы работы электростанций. Эффективнее использовать их мощность, «перекачивая» ее туда, где она необходима в данный момент. Надежность и устойчивость снабжения электроэнергией можно обеспечить лишь при наличии взаимосвязей между электростанциями, т. е. при объединении энергосистем.

Атомные станции теплоснабжения

Развитие атомного теплоснабжения закономерно для нашей северной страны, имеющей традиции централизованного теплоснабжения. В связи с этим была разработана атомная станция теплоснабжения (АСТ) с реакторными установками АСТ-500. Она обладает гарантированной безопасностью и предлагается к размещению вблизи крупных городов. Данная АСТ состоит из двух реакторов, двух автономных блоков, каждый тепловой мощностью 500 МВт (2*500) и способна вырабатывать 860 Гкал/час тепла в виде воды с температурой 150оС и давлением 20 атм. Первую такую АСТ предполагается построить на Сибирском химическом комбинате (г.Северск, Томская обл.).

С экологической точки зрения АСТ-500 имеет следующие достоинства: высокая тепловая экономичность; сохранение около полутора миллиардов кубометров кислорода воздуха ежегодно; отсутствие вредных для здоровья людей выбросов; минимальное водопотребление; экономия миллиона тонн условного топлива; это экологически чистый источник тепла, отсутствие влияния на биосферу. Преимущества АСТ перед традиционными ТЭЦ очевидны. Выбросы ТЭС, работающих на органическом топливе - это: образование смога, выпадение кислотных дождей, попадание в биосферу особо вредных канцерогенных веществ, КПД ТЭС 40%. АСТ-500 - чистый источник тепла, потребление кислорода отсутствует; водопотребление минимально, коэффициент полезного использования тепла - 95%.

Загрязнение окружающей среды в результате ядерных взрывов Образование радиоактивных продуктов ядерных взрывов. Ядерные взрывы осуществляются в результате двух типов ядерных превращений. Первоначально были созданы атомные бомбы, в которых выделение огромного количества энергии осуществлялось в результате деления природного урана ( 235U) или плутония- (239Pu), полученного в реакторе из урана (238U).

Годовая доза облучения населения при эксплуатации АСТ составит около 0,01миллибэр за год и ничтожно мала по сравнению с естественным радиационным фоном, воздействующим на человека. Попадание радиоактивности потребителю полностью исключено. Допустимые уровни активности теплоносителя и герметичность оборудования технологических контуров непрерывно контролируется автоматической системой радиационного технологического контроля. В реакторе АСТ-500 при повышении мощности, температуры или появлении пара, скорость реакции уменьшается, происходит самоглушение реактора и процесс прекращается. Поэтому быстрое " самовольное" увеличение мощности в реакторах типа АСТ исключено. Нет физических оснований для аварийных процессов. Системы безопасности выполнены в виде трёх, независимых каналов, каждый из которых выполняет свои функции при предполагаемом отказе другого канала. При рабочем давлении 20 атм. корпус реактора выдерживает давление 100 атм, т.е в пять раз прочнее.

В АСТ-500 применён хорошо изученный, наиболее распространённый в мировой практике водо-водяной реактор, имеющий "за плечами" опыт эксплуатации, в котором теплоносителем является обычная вода. В отличие от водо - водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и их зарубежных аналогов (PWR) в АСТ-500 всё оборудование первого контура размещено в одном корпусе (интегральный реактор).

Отличительная особенность данной станции - простота конструкции и высокая безопасность. В АСТ-500 реализован и значительно развит принцип многобарьерности - последовательный ряд независимых барьеров - преград на пути распространения радиоактивности (6 барьеров).

Потребности в энергии продолжают постоянно расти. Наша цивилизация динамична. Любое развитие требует, прежде всего, энергетических затрат и при существующих формах национальных экономик многих государств можно ожидать возникновения серьезных энергетических проблем. Более того, в некоторых странах они уже существуют.

Химические элементы состоят из атомов одного типа.

Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос-

тоит из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг электро-

нов. Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрахкороткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы.

Ядро элемента X обозначают как или X-A, например
уран U-235 -
где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра, A - массовое число ядра, равное

суммарному числу протонов и нейтронов.
Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран

имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.
4.1.2 Ядерные реакции
Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне ядерных структур.
Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием.
После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы.
Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов.
Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа.
4.1.3 Деление ядер при процессе.

Деление тяжелых ядер происходит при

захвате нейтронов. При этом испускаются

новые частицы и освобождается энергия

связи ядра, передаваемая осколкам

деления. Это фундаментальное явление

было открыто в конце 30-ых годов немецким и учеными Ганом и Штрасманом, что заложило основу для практического использования ядерной энергии.
Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/ (в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего вещества.
После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.
4.1.4 Ядерный реактор
Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.
Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.
Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы:
1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос
5.1 Проблемы развития энергетики
Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления

различных видов энергии.
Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых

энергоресурсов -
· угля

· нефти

· газа
а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.
Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов.

1 кг природного урана заменяет 20 т угля.
Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива /т.у.т/, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т.
Из этого количества примерно 1/3 т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны современнные потребности в энергоносителях составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет.
Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в будущем веке.
Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год.
Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы.
Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время".
Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.
Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.
Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.
Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.
6.1 Классификация ядерных реакторов
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
· в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;

· по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;

· по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

· по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
· водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,

· уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,

· тяжеловодные канальные реакторы и др .
В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.

6.1.2 Реакторы с водой под давлением.
Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.
Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.
Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР, показана на Рис.1: