Схема атомной электростанции – Атомная электростанция — Википедия

Схема атомной электростанции

Принципиальная схема блока АЭС с графитно-водяным канальным реактором типа РБМК – 1000 приведена на рис.3.13.

Атомная электростанция предназначена для выработки электроэнергии за счет тепла ядерной реакции деления урана. Контур охлаждения реактора включает в себя рабочие каналы 2, в которых размещены ТВЭЛ, четыре главных циркуляционных насоса 3, два барабана – сепаратора 4, соединенных коллекторами и трубопроводами. Расход теплоносителя – воды регулируется специальными вентилями 13. Пар из барабанов – сепараторов с давлением 6,6 МПа и температурой 557 К направляется к ступени высокого давления турбины 5 мощностью 500 МВт. При расширении влажность пара увеличивается и он поступает в пароперегреватель 6, где происходит отделение влаги и подогрев пара до 538 К при давлении 0,31 МПа. Перегретый пар направляется в ступень низкого давления 7 турбины. Пар из турбины поступает в конденсатор 9 и далее конденсат насосом 10 подается в деаэратор 11.

Питательным насосом конденсат направляется в сепаратор 4.

1 – реактор; 2 – охлаждаемые каналы; 3 – главные циркуляционные насосы; 4 – барабан-сепаратор; 5 – ступень высокого давления турбины; 6 – пароперегреватель; 7 – ступень низкого давления турбины; 8 – электрогенератор; 9 – конденсатор; 10 – конденсатный насос; 11 – деаэратор; 12 – питательный насос.

Рис. 3.13-принципиальная схема атомной электростанции.

Контрольные вопросы.

1. Какие вещества являются горючими элементами в органическом топливе?

2. Что такое условное топливо?

3. Какой пар (влажный, сухой, перегретый) вырабатывает котельная установка?

4. Какое топливо применяется на газотурбинных установках?

5. За счет чего вырабатывается холод в воздушной компрессорной холодильной машине?



6. Какое химическое вещество используется в абсороционной холодильной машине в качестве рабочего тела?

7. В чем принцип действия МГД – генератора?

8. Что используется в качестве топлива на атомных электростанциях?

9. Что такое коэффициент размножения нейтронов и какова должна быть его величина для предотвращения нерегулируемой цепной реакции в ядерных реакторах?

10. Что такое ТВЭЛы, применяемые на атомных электростанциях и из чего они состоят?

 

4 Экологические вопросы энергетики

Тепловая энергетика.

Отрасли общественного производства являются важнейшими источниками загрязнения и трансформации окружающей среды. Каждая из них имеет специфические особенности влияния на природу и человека.

Среди всех отраслей производства размерами воздействия, приобретающими в настоящее время глобальный характер, выделяется энергетика. Энергетика дает более 20% выбросов в атмосферу загрязняющих веществ, отходящих от стационарных источников, и почти 50% объема сброса сточных вод. Тепловая энергетика (занимающая в России 1-е место по доле вырабатываемой энергии) среди всех отраслей промышленности выделяется максимальным негативным воздействием на воздушный бассейн и значительными масштабами загрязнения водного бассейна.

Воздействие тепловых угольных станций сказывается на загрязнении атмосферы, водных источников, земельных угодий. Особую опасность представляют выбросы оксидов углерода, серы и азота. При нагревании земной поверхности солнечными лучами часть тепла в виде инфракрасного излучения отражается обратно в мировое пространство. Отраженное тепло частично перехватывается газами, поглощающими инфракрасное излучение. Если это явление происходит в тропосфере, то наблюдающийся рост температуры может приводить к климатическим изменениям – “парниковому эффекту”. Именно выбросы диоксида углерода в значительной степени определяют процесс потепления климата.

Сжигание углеродосодержащих топлив приводит к появлению окислов серы, они поступают в атмосферу и после реакции с парами воды в облаках создают серную кислоту, которая с осадками падает на землю. Так возникают кислотные осадки с серной кислотой.

Тепловая энергетика дает около 50% выбросов окислов азота в атмосферу. Они также являются источником кислотных осадков и возникают в топках ТЭС при высоких температурах (при обычных температурах азот не взаимодействует с кислородом атмосферы). Далее эти окислы поступают в атмосферу, вступают в реакцию с парами воды в облаках и создают азотную кислоту, которая вместе с осадками попадает на землю. Так возникают кислотные осадки с азотной кислотой.

В каменном угле и летучей золе содержатся значительные количества радиоактивных примесей. Годовой выброс в атмосферу в районе расположения ТЭС мощностью 1 ГВт приводит к накоплению на почве радиоактивности в 10-20 раз превышающей радиоактивность годовых выбросов АЭС такой же мощности.

Атомная энергетика.

Быстро растущие потребности в электроэнергии, трудности, связанные с наращиванием производства на тепловых станциях, и экологические проблемы, возникающие при их работе, вызвали необходимость создания атомной энергетики.

Атомные электростанции имеют ряд преимуществ по сравнению с тепловыми, особенно работающими на угле.

Особенно существенно различаются потребности в топливе. Для работы АЭС мощностью в 1000 МВт требуется 1,5 т обогащенного урана. Для тепловой станции той же мощности, работающей на угле, необходимо 3,5 млн. т угля в год.

- АЭС могли бы решить проблемы кислотных осадков, парникового эффекта, создаваемые тепловыми станциями, так как они не выбрасывают углекислого газа, двуокиси серы, оксидов азота.

Выбросы радиоактивных элементов при нормальной работе ядерных установок невелики. В атмосферу попадают, в основном, инертные радиоактивные газы. При применении средств газоочистки активность газовых выбросов на АЭС оказывается ниже санитарных норм. Эти преимущества долгое время позволяли считать АЭС экологически чистыми.

Однако и в нормальном, безаварийном режиме работы у АЭС имеются существенные недостатки. Атомная станция для охлаждения реактора требует в 1,5 раза больше воды, чем тепловая. Поэтому и тепловое загрязнение водоёмов оказывается намного сильнее.

Более существенным, чем в тепловой энергетике, является и изъятие земель для строительства прудов-охладителей, санитарно-защитных зон. Повышенные землеёмкость и водоёмкость АЭС особенно ощущаются при размещении станций в районах дефицитных по воде и высоким потенциальным плодородием сельскохозяйственных угодий.

Использование ядерного топлива не создаёт на АЭС двуокиси углерода, т.е. не способствуют развитию парникового эффекта, а также не создаёт окислов серы и азота, приводящих к кислотным осадкам. Теплотворная способность ядерного топлива примерно в 2млн. раз выше, чем углесодержащего топлива.

Гидроэнергетика.

Гидроэлектростанции являются давно используемым источником электроэнергии. При их строительстве река перегораживается платиной, выше неё создаётся водохранилище, а вода по трубам направляется к турбинам. Вращающиеся турбины приводят в движение роторы синхронных трёхфазных генераторов. На зажимах статора возникает напряжение, а электрическая энергия по линиям электропередачи направляется к потребителям.

Однако работа ГЭС имеет ряд недостатков.

1) Затопление земель, пригодных для сельского хозяйства;

2) Изменение климата в зонах водохранилищ;

3) Нарушение условий существования и нереста рыбы, сокращение рыбных запасов;

4) Строительство ГЭС приводит к наведенной сейсмичности, в частности в США и Индии возникали землетрясения, разрушившие ГЭС.

Мощные гидроэнергетические сооружения несут потенциальную опасность крупных катастроф. Воздействие на окружающую среду оказывают не только электростанции, но и высоковольтные линии электропередачи. Известно, что сильное электромагнитное поле, образующее около ЛЭП 750, оказывает значительное воздействие на насекомых - они не могут находиться в зоне влияния ЛЭП. ЛЭП 1150, проходящие через реки, сильно изменяют традиционные пути рыб на нерест. Медицинские исследования показывают, что имеется вероятность заболевания раком и лейкемией детей, проживающих вблизи высоковольтных линий электропередачи.


Не нашли то, что искали? Воспользуйтесь поиском гугл на сайте:

zdamsam.ru

Как устроена атомная электростанция

Автор:
15 ноября 2014 13:49

Многие ли из вас видели атомную электростанцию хотя бы издалека? С учетом того, что в России действующих АЭС всего десять и охраняются они будь здоров, думаю, ответ в большинстве случаев отрицательный. Впрочем, в ЖЖ народ, как известно, бывалый. Окей, а многие ли тогда видели АЭС изнутри? Ну, например, щупали собственной рукой корпус ядерного реактора? Никто. Я угадал?

Ну что же, сегодня у всех подписчиков этого фотоблога есть возможность увидеть все эти высокие технологии максимально близко. Понимаю, в живую это интереснее в разы, но давайте начинать с малого. В будущем, возможно, я смогу несколько человек взять с собой, а пока изучаем матчасть!

Итак, мы в сорока пяти километрах от Воронежа неподалёку от строительной площадки 4 очереди Нововоронежской АЭС. Неподалёку от действующей АЭС (первый энергоблок был запущен ещё в шестидесятых годах прошлого века) ведётся сооружение двух современных энергоблоков общей мощностью 2400 МВт. Строительство ведётся по новому проекту "АЭС-2006", который предусматривает использование реакторов ВВЭР-1200. Но о самих реакторах чуть позже.
Именно тот факт, что строительство еще не завершено, и дает нам редкий шанс увидеть всё своими глазами. Даже реакторный зал, которой в будущем будет герметично закрыт и открываться для обслуживания только один раз в год. Как видно на предыдущем фото, купол наружной защитной оболочки седьмого энергоблока еще на стадии бетонирования, а вот здание реактора энергоблока №6 выглядит уже интереснее (смотрим фото ниже). В общей сложности на бетонирование этого купола потребовалось более 2000 кубометров бетона. Диаметр купола в основании составляет 44 м, толщина – 1,2 м. Обратите внимание на зеленые трубы и объемный металлический цилиндр (вес – 180 т, диаметр – около 25 м, высота – 13 м) – это элементы системы пассивного отвода тепла (СПОТ). На российской АЭС они монтируются впервые. В случае полного обесточивания всех систем АЭС (как это случилось на "Фукусиме"), СПОТ способна обеспечить длительный отвод тепла от активной зоны реактора.
Безусловно самым масштабным элементом АЭС являются башенные градирни. Кроме того, это одно из наиболее эффективных устройств для охлаждения воды в системах оборотного водоснабжения. Высокая башня создает ту самую тягу воздуха, которая необходима для эффективного охлаждения циркулирующей воды. Благодаря высокой башне одна часть испарений возвращается в цикл, а другая уносится ветром. Высота оболочки башенной градирни энергоблока №6 – 171 метр. Это около 60 этажей. Сейчас это сооружение является самым высоким среди аналогичных, когда либо возводимых в России. Её предшественники не превышали 150 м высоты (на Калининской АЭС). На возведение конструкции ушло более 10 тысяч кубометров бетона.
В основании градирни (диаметр составляет 134 м) расположена так называемыя чаша бассейна. Его верхняя часть "вымощена" оросительными блоками. Ороситель – это основной конструктивный элемент градирни такого типа, предназначенный для того, чтобы раздробить стекающий по нему поток воды и обеспечить ему длительное время и максимальную площадь контакта с охлаждающим воздухом. По сути своей, это решётчатые модули из современных полимерных материалов. Естественно, мне захотелось сделать эпичный кадр верх, но уже смонтированный ороситель помешал мне это сделать. Поэтому перемещаемся в градирню энергоблока №7. Увы, ночью был морозец и с поездкой на лифте на самый верх мы обломались. Он замёрз. Ладно, может еще довёдется как-нибудь прокатиться на такую верхотуру, а пока кадр монтируемой системы орошения. Подумал тут... А может нас просто не пустили на верх из соображений безопасности? Вся территория стройплощадки пестрит предупреждающими, запрещающими и просто агитационными плакатами и табличками. Ладно. Телепортируемся в здание центрального щита управления (ЦЩУ).
Ну, естественно, в наше время всё управление ведётся с помощью компьютеров. Огромная комната, залитая светом, буквально напичкана стройными рядами шкафов с автоматическими системами релейной защиты. Релейная защита осуществляет непрерывный контроль состояния всех элементов электроэнергетической системы и реагирует на возникновение повреждений и/или ненормальных режимов. При возникновении повреждений система защиты должна выявить конкретный повреждённый участок и отключить его, воздействуя на специальные силовые выключатели, предназначенные для размыкания токов повреждения (короткого замыкания или замыкания на землю). Вдоль каждой стены расставлены огнетушители. Автоматические, конечно. Далее перемещаемся в здание комплектного распределительного устройства на 220 кВ (КРУЭ-220). Одно из самых фотогеничных мест на всей АЭС, на мой взгляд. Есть еще КРУЭ-500, но его нам не показали. КРУЭ-220 входит в состав общестанционного электротехнического оборудования и предназначено для приема мощности с внешних линий электропередачи и распределения его на площадке строящейся станции. То есть пока энергоблоки строятся, с помощью КРУЭ-220 электроэнергией обеспечиваются непосредственно строящиеся объекты. В проекте "АЭС-2006", по которому сооружаются шестой и седьмой энергоблоки, в схеме выдачи мощности на распределительных подстанциях впервые применены комплектные распредустройства 220/500кВ закрытого типа с элегазовой изоляцией. По сравнению с открытыми распредустройствами, которые до сих пор применялись в атомной энергетике, площадь закрытого - в несколько раз меньше. Для понимания масштаба здания, рекомендую вернуться к титульному фото. Естественно, после ввода новых энергоблоков в эксплуатацию оборудование КРУЭ-220 будет задействовано для передачи в Единую энергосистему электроэнергии, произведенной на Нововоронежской АЭС. Обратите внимание на ящики возле опор ЛЭП. Большинство электрооборудования, применяемого в строительстве, произведено компанией Siemens. Но не только. Вот, к примеру, автотрансформатор Hyundai.
Вес этого агрегата 350 тонн, а предназначен он для преобразования электроэнергии с 500 кВ до 220 кВ. Есть (что приятно) и наши решения. Вот, например, повышающий транформатор производства ОАО "Электрозавод". Созданный в 1928 году первый отечественный трансформаторный завод сыграл колоссальную роль в индустриализации страны и в развитии отечественной энергетики. Оборудование с маркой "Электрозавод" работает более чем в 60 странах мира. На всякий случай, поясню немного по трансформаторам. В общем, схема выдачи мощности (после завершения строительства и запуска в эсплуатацию, естественно) предусматривает производство электроэнергии напряжением двух классов – 220 кВ и 500 кВ. При этом, турбина (о ней позже), вырабатывает всего 24 кВ, которые по токопроводу поступают на блочный трансформатор, где и повышаются уже до 500 кВ. После чего часть энергомощности через КРУЭ-500 передается в Единую энергосистему. Другая часть – на автотрансформаторы (те самые "хюндаи"), где понижается с 500 кВ до 220 кВ и через КРУЭ-220 (смотрим выше) также поступает в энергосистему. Дык вот в качестве упомянутого блочного трансформатора используется три однофазных повышающих "электрозаводских" трансформатора (мощность каждого – 533 МВт, вес – 340 тонн).

fishki.net

Атомная электростанция

Атомная электростанция
Nuclear power plant

    Атомная электростанция (АЭС) – предприятие ядерной энергетики, на котором ядерная энергия, освобождающаяся в ядерном реакторе, преобразуется в электрическую. При делении ядер в реакторе выделяется тепловая энергия, которая в АЭС преобразуется в электрическую также, как и на обычных тепловых электростанциях. Схема этого преобразования поясняется рисунком.


Схема преобразования тепловой энергии деления в электрическую на атомной электростанции: 1 - активная зона реактора, 2 - защита, 3 - теплоноситель, 4 - насос, 5 - теплообменник, 6 - турбина, 7 - конденсор, 8 - электрогенератор, 9 - пар, 10 - вода.

    Теплоноситель 3 (вода, жидкий натрий), прокачиваемый через активную зону реактора 1, выносит из него освобождённое в результате деления тепло. Для выработки электроэнергии в АЭС используются турбогенераторы 6. При прокачке водяного теплоносителя через активную зону образуется слаборадиоактивный пар, который может прямо направляться на лопасти турбины и, вращая её, вырабатывать электроэнергию (одноконтурная система).
    Чтобы ограничить распространение радиоактивности обычно используется двухконтурная система теплопередачи. В ней теплоноситель, циркулируя по замкнутому первичному контуру, нагревает до парообразного состояния воду во вторичном контуре. Этот “вторичный” пар вращает турбину.
    Первая в мире промышленная АЭС мощностью 5 МВт была пущена в СССР в г. Обнинске в 1954 г. Современные крупные АЭС имеют блочную структуру, т.е. состоят из нескольких блоков (реактор + турбина) каждый мощностью около 1000 МВт каждый.
    Атомная энергетика решает проблему исчерпания естественных органических источников энергии (уголь, газ, нефть) и снимает трудности перемещения больших количеств традиционного топлива на значительные расстояния и в труднодоступные населённые пункты. Миниатюрные АЭС – весьма эффективные и удобные источники энергии для подводных лодок и крупных надводных судов. Электроэнергия, вырабатываемая АЭС, относится к наиболее дешёвой.
    С точки зрения экологии, АЭС также имеют заметные преимущества перед тепловыми электростанциями. Решение проблем утилизации ядерных отходовосновывается на достижениях современной науки и техники.
    Все развитые страны двигаются по пути всё более широкого использования АЭС. Доля электроэнергии, вырабатываемая АЭС во Франции, приближается к 80%. В Бельгии эта доля – около 60%, в Швеции – 42%, Южной Корее – 40%, Швейцарии – 38%, Испании – 36%, Финляндии – 32%, Японии – 31%, Германии – 30%, Англии – 26%, США – 21%, России – 13%.


См также

nuclphys.sinp.msu.ru

Схема - атомная электростанция - Большая Энциклопедия Нефти и Газа, статья, страница 1

Схема - атомная электростанция

Cтраница 1

Схема атомной электростанции в принципе очень проста: атомный ( урановый) котел, охлаждаемый водой, нагреваясь в процессе его работы, превращает эту воду в пар; последний поступает в турбину, соединенную с генератором электрического тока. Атомная электростанция, равная по мощности Днепрогэсу, потребует расхода в год ( с учетом пока еще малого коэффициента полезного действия таких станций - 25 %) все же не более 300 кг урана.  [1]

Схема атомной электростанции в принципе очень проста: атомный ( урановый) котел в процессе его работы выделяет громадное количество тепла. Подходящие теплоносители ( пар под давлением, углекислый газ, водород, гелий, жидкий натрий) забирают это тепло и в теплообменниках ( парогенераторах) передают его воде, превращая ее в пар.  [2]

Принципиально схема атомной электростанции ничем не отличается от традиционной тепловой. Только вместо превращающего воду в пар котла, в топке которого сгорают нефть, газ или уголь, котел атомной электростанции нагревает воду за счет энергии, добытой из атомного ядра. Преимущества такого котла очевидны - ведь в одном грамме урана содержится столько же энергии, сколько в целом железнодорожном составе каменного угля. Не нужно думать каждодневно о доставке топлива, о тысячах и миллионах тонн золы, о загрязнении воздушного океана продуктами сгорания органического топлива.  [3]

В схему атомных электростанций могут быть включены котлоаг-регаты-перегреватели пара, поступающего в турбину, работающие на органическом топливе. В таких котлах-перегревателях производится перегрев пара, который поступает из парогенератора атомной электростанции, а также частично и парообразование.  [4]

Значительно упростится схема атомной электростанции и снизится стоимость 1 квт-ч электроэнергии при использовании термоэлектрических генераторов с использованием полупроводниковых элементов.  [5]

При рассмотрении схемы атомной электростанции становится ясным, что принципиальное отличие ее от паротурбинной заключается в наличии реактора, служащего для получения ядерной ( атомной) энергии и превращения ее в тепловую. В остальной части атомная электростанция мало отличается от паротурбинной.  [7]

Из рассмотрения схемы атомной электростанции видно, что принципиальное отличие ее от паротурбинной заключается в наличии реактора, служащего для получения атомной энергии и превращения ее в тепловую. В остальной части атомная электростанция мало отличается от паротурбинной.  [9]

Ядерный реакто) V.22. Схема атомной электростанции.  [11]

На рис. 1 - 12 была приведена схема атомной электростанции.  [12]

В тепловых схемах двухкон-турных атомных электростанций применяются парогенераторы, выдающие насыщенный пар во второй контур; греющей средой в таком парогенераторе является теплоноситель первого контура ( вода или пароводяная смесь), имеющий более высокие давление и температуру. На рис. 16 - 6 приведены две схемы двухконтурных атомных электростанций.  [14]

Если в качестве теплоносителя применяют жидкие металлы ( натрий, калий), которые бурно реагируют с водой, то осуществляют два промежуточных контура. Последние уменьшают опасность распространения радиоактивного металла в случае аварии установки. На рис. 20 - 3 изображена схема трехконтурной атомной электростанции, где / - реактор; 2 - первый промежуточный теплообменник; 3 - насос для перекачки теплоносителя; 4 - парогенератор, или второй теплообменник; 5 - насос для данного контура; 6 - турбогенератор; 7 - конденсатор; 8 - питательный насос; 9 - биологическая защита.  [15]

Страницы:      1

www.ngpedia.ru

2.3 Атомные электростанции

2.3.1. Технологические схемы атомных электростанций

Атомная электростанция (АЭС) представляет собой разновидность тепловой электростанции, в которой в качестве источника тепловой энергии используется ядерный реактор. Ядерное топливо для реактора используют обычно в твердом виде, например, в виде таблеток двуокиси урана UO2. Таблетки заключают в предохранительную оболочку. Такие тепловыделяющие элементы называют ТВЭЛами. Группа ТВЭЛов, заключенная в кассету, называется тепловыделяющей сборкой (ТВС). Тепловыделяющие сборки устанавливают в активной зоне реактора (или в каналах активной зоны в ядерных реакторах канального типа). Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через активную зону (или через каналы активной зоны). Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают. В качестве теплоносителя могут использоваться также легкоплавкие металлы: натрий, калий, свинец и др.

Технологические схемы АЭС могут быть одноконтурными, двухконтурными и трехконтурными, как показано на рис. 2.12. Достоинством одноконтурных АЭС является простота и относительно высокая тепловая экономичность. Однако, проходя через реактор, теплоноситель активируется, и значительная часть радиоактивности переносится в паротурбинный тракт,что затрудняет эксплуатацию его агрегатов и усложняет радиационную обстановку на АЭС.

В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя называется первым и является радиоактивным. Тепловая энергия первого контура в теплообменнике-парогенераторе отдается рабочему телу (воде) второго контура. Во втором контуре, где циркулирует рабочее тело, радиоактивность отсутствует. Это упрощает конструкцию и эксплуатацию второго контура и обеспечивает сопоставимые технико-экономические показатели двух- и одноконтурных АЭС.

В качестве теплоносителя может использоваться жидкий металл, например, натрий. Это улучшает отвод тепла из реактора, но повышает вероятность аварийной ситуации (контакт жидкого натрия с водой проходит при бурном химическом взаимодействии с выделением большого количества тепла). Для предотвращения этого вводится дополнительный промежуточный контур, схема становится трехконтурной.

На каждой из технологических схем АЭС (рис. 2.12) показана только одна циркуляционная петля отведения тепловой энергии от активной зоны. Для повышения надежности и безопасности работы АЭС теплоотвод от активной зоны реактора выполняют в виде нескольких (от 2 до 6) параллельных циркуляционных петель.

Различают ядерные реакторы на быстрых и медленных (тепловых) нейтронах. В слабообогащенном уране, где содержание U235 невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит. Тяжелая вода исключительна дорого в производстве и поэтому используется редко.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах.

studfiles.net

Атомная электростанция - это... Что такое Атомная электростанция?

        электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция) (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (См. Ядерное горючее) (в основном 233U, 235U. 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

         Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно 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 (август 1955, Женева).

         В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

         В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором (См. Водо-водяной реактор) «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

         За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

         Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

         Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

         Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

         В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, 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 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

         При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

         К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой (См. Биологическая защита), Теплообменники, Насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.          В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах (См. Канальный реактор) ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

         Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

         При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

         Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

         Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС — использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

         При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

         В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор — турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

         Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30—40% (на ТЭС 60—70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности — в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

         В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

         В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948—49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

         Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

         На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980—2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

         Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.—Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

         С. П. Кузнецов.

        

        Рис. 2. Принципиальная схема АЭС: 1 — ядерный реактор; 2 — циркуляционный насос; 3 — теплообменник; 4 — турбина; 5 — генератор электрического тока.

        

        Рис. 3. Принципиальная тепловая схема АЭС с ядерным перегревом пара (2-й блок Белоярской АЭС): 1 — реактор; 2 — испарительный канал; 3 — пароперегревательный канал; 4 — барабан-сепаратор; 5 — циркуляционный насос; 6 — деаэратор; 7 — турбина; 8 — конденсатор; 9 — конденсатный насос; 10 — регенеративный подогреватель низкого давления; 11 — питательный насос; 12 — регенеративные подогреватели высокого давления; 13 — генератор электрического тока.

        

        Рис. 1. Атомная электростанция АН СССР. в г. Обнинске Калужской обл.

        

        Расположение основных объектов станции: 1 — главный корпус; 2 — служебный корпус; 3 — химводоочистка; 4 — газгольдерная; 5 — спецводоочистка.

        

        Разрез главного корпуса станции: 1 — реактор;2 — запасные ТВЭЛы; 3 — сепаратор; 4 — деаэратор; 5 — пульт управления; 6 — машинный зал; 7 — мостовой кран; 8 — главный циркуляционный насос; 9 — водоподогреватель; 10 — кран перегрузки ТВЭЛов; 11 — вытяжная вентиляция; 12 — воздухозаборняк приточной вентиляции.

dic.academic.ru

Принципиальные схемы атомных электростанций - Энциклопедия по машиностроению XXL

Рис. 4-9. Принципиальная схема атомной электростанции с реактором БН-600.

Фиг. 197. Принципиальные схемы атомных электростанций с паровыми турбинами
Простейшая принципиальная схема атомной электростанции показана на рис. 1-4.  [c.14] При рассмотрении схемы атомной электростанции становится ясным, что принципиальное отличие ее от паротурбинной заключается в наличии реактора, служащего для получения ядерной (атомной) энергии и превращения ее в тепловую. В остальной части атомная электростанция мало отличается от паротурбинной.  [c.15] Ри с. 23.10. Принципиальная тепловая схема первой в мире атомной электростанции (СССР).  [c.220]
Схема классификации электрических станций показана на рис. 2.1. Пунктиром показаны пока еще мало реализованные атомные ТЭЦ. Из схемы видно, что как тепловые, так и атомные электростанции подразделяются по характеру вырабатываемой и отпускаемой ими энергии на чисто электрические, теплофикационные и паросиловые. Чисто электрические (их еще называют конденсационные) станции (КЭС) вырабатывают только электрическую энергию к ним принадлежит большинство ГРЭС (государственных районных электрических станций) и пока почти все АЭС. На рис. 2.2 дана принципиальная схема ТЭС с барабанными котлами.  [c.33]

Рнс. 141. Принципиальная схема малой атомной электростанции.  [c.252]

В настоящее время наибольшее развитие получили атомные электростанции, работающие по паротурбинному циклу. Паротурбинные АЭС отличаются типом реактора, видом теплоносителя, принципиальной тепловой схемой и т. д. Тепловая схема АЭС может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. При одноконтурной схеме теплоноситель (вода) выполняет функции рабочего тела паросилового цикла. В реакторе 1 происходит нагрев воды и образование пара (рис. 51, а), который и направляется в турбину 2. После расширения пара в турбине и конденсации в конденсаторе 3 вода насосом 4 вновь подается в активную зону реактора. Одноконтурная схема проста. Однако пар, образующийся непосредственно в реакторе, радиоактивен, поэтому на таких станциях требуется специальное оборудование эксплуатация одноконтурных АЭС сложна. В одноконтурных схемах контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают.  [c.205] Коммерческие атомные электростанции, строящиеся или эксплуатируемые в ФРГ, работают с так называемыми реакторам на легкой воде сосуд высокого давления реактора наполняют обычной водой (с добавками), в отличие от реакторов на тяжелой воде. Имеются два исполнения реактор, охлаждаемы водой под давлением (DWR), и кипящий реактор, т. е. охлаждаемый кипящей водой (SWR). Важнейшим компонентом первичного контура (куда входят сосуд высокого давления реактора, паровой котел, аккумулятор для поддержания давления и трубопроводы) является сосуд высокого давления реактора (RDB). На рис. 30.1 показана принципиальная схема этого сосуда для реакторов обоих типов. Для защиты от коррозии сосуд, сваренный из нескольких стальных элементов, внутри покрыт аустенитным плакирующим слоем толщиной несколько миллиметров.  [c.573]

На схемах рис. 1-11 показана атомная конденсационная электростанция. Однако нет принципиальных затруднений, чтобы использовать теплоту пара, прошедшего через турбину для удовлетворения теплового потребления, т. е. создать атомную теплоэлектроцентраль. Использование тепловой энергии реактора на атомной ТЭЦ будет значительно большим, чем на атомной КЭС. Однако необходимость сооружения ТЭЦ вблизи городов или промышленных предприятий, нуждающихся в тепле, ограничивает использование ядерного горючего из-за опасности аварийных выбросов радиоактивных веществ при авариях с реакторным оборудованием. Наиболее перспективным является применение атомных станций в районах, удаленных от топливных баз, для сокращения дальних перевозок больших количеств органического топлива.  [c.23]

Принципиально схема атомной электростанции ничем не отличается от традиционной тепловой. Так же пар приводит во вращение турбину, которая вращает генератор, вырабатывающий электроэнергию. Только вместо превращающего воду в пар котла, в топке которого сго-ра ют нефть, газ или уголь, котел атомной электростанции нагревает воду за счет энергии, добытой из атомного ядра. Преимущества такого котла очевидны — ведь в одном грамме урана содержится столько же энергии, сколько в целом железнодорожном составе каменного угля Не нужно думать каждодневно о доставке топлива, о тысячах и миллионах тонн золы, о загрязнении воздушного океана иродуктами сгорания органического топлива.  [c.211]

Принципиальная тепловая схема атомной электростанции содержит ряд элементов общего характера для любой тепловой электростанции, какой является и АЭС. Вместе с тем в схеме отражены и элементы, свойственные технологическому процессу и работе турбоустановок на насыщенном- или слабоперегретом паре. Облик тепловой схемы АЭС в значительной мере определяется типом ядерного реактора.  [c.141]

С энерготехнол. точки зрения любая АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции, в к-рой вместо топки парового котла для получения рабочего тела (водяного пара) используется ядерный (термоядерный) реактор. Несмотря на сходство принципиальных тер-модинамич. схем атомных и тепловых (основанных на сжигании разл. видов органич. горючего, т. н. огневая энергетика) энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономич. преимущества АЭС (при их нормальной работе) по сравнению с огневыми электростанциями отсутствие потребности в кислороде, отсутствие загрязнения окружающей среды сернистыми и др. газами. Значительно большая (в миллионы раз) теплотворная способность ядерного горючего резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение кроме того, ресурсы ядерного горючего огромны. Эти преимущества стали причиной быстрого развития Я. э. в промышленно развитых странах.  [c.662]

Принципиальная тепловая схема опреснительной установки содержит большое количество теплоисполь-зуюш,их элементов, осуществляющих энергообеспечение, водоподготовку и опреснение воды. По способу подачи теплоты тепловые схемы могут быть с теплоснабжением от индивидуальной котельной из отборов турбин тепловой или атомной электростанции с использованием бро" совой теплоты промышленных предприятий.  [c.88]

Вторичный теплоноситель уже не является источником опасного излучения и может быть направлен для работы в турбинную установку. Иногда для увеличения безопасности применяют три контура теплоносителей. Принципиальные простейшие схемы атомной паротурбинной электростанции показаны на рис. 1-11. Получение водяного пара и преобразование его тепла в работу происходят на атомной электростанции по циклу Ренкина. Та-щм образом, в этой части тепловая схема атомной злектростанции подобна тепловой схеме станции на органическом топливе.  [c.22]

На рис. 15.86 показана упрощенная схема атомной электрической станции. Устройство атомной электростанции принципиально не отличается от устройства тепловой электростанции (за исключением того, что вместо котла, работающего на горючем топливе, используется адерный котел ). В обоих случаях турбина, связанная с генератором электрическо-  [c.529]


mash-xxl.info