Студопедия

КАТЕГОРИИ:

АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника



И типы атомных электростанций

Читайте также:
  1. Атомных (ионных) радиусов
  2. Атомных орбиталей
  3. Какие крупные аварии случались на атомных электростанциях (АЭС)?
  4. Мониторинг атомных электростанций
  5. Общие сведения и виды электростанций
  6. Общие сведения об атомных станциях
  7. Очаги с преимущественно радиационными поражениями формируются при взрывах атомных или нейтронных боеприпасов малого и свермалого калибров.
  8. Принципы заполнения атомных орбиталей электронами
  9. РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ И ПОДСТАНЦИИ

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.

 


Дата добавления: 2015-04-16; просмотров: 15; Нарушение авторских прав


<== предыдущая лекция | следующая лекция ==>
Системы подогрева сетевой воды | Ядерных реакторов
lektsii.com - Лекции.Ком - 2014-2019 год. (0.76 сек.) Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав
Главная страница Случайная страница Контакты