УТИЛИЗАЦИЯ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ АЭС

Энергетика
Атомная энергетика
Опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах
Принципы энергетической безопасности
Резервы урана
Программа развития ядерной энергетики
Программа развития АЭС до 2050 г
Гидроэлектростанции
Эволюция ядерных арсеналов
Ядерная индустрия
Реакторы на тепловых нейтрона
Крупные аварии на АЭС
Ядерно-энергетические комплексы
Атомная энергетика в мире
Перспективы развития атомной энергетики
Энергетическая  безопасность
Физические основы ядерной индустрии
Радиоактивность
Бета-излучение
Фотонное излучение
Гамма-излучение
Радиация проникающая
Принцип работы атомных электрических станций
Описание атомной станции малой мощности
Описание систем реакторной установки
Реакторы типа РБМК-1000
Реакторы типа ВВЭР
АЭС c реактором БН-600
Гидроэлектрические станции
 

Современные преобразователи тепловой энергии в электрическую, использующие в качестве теплоносителя воду, имеют относительно невысокий коэффициент полезного действия. Для АЭС, как и любого другого преобразователя тепловой энергии в электрическую, эффективность работы зависит от разности температур теплоносителя на входе паровой турбины и на его выходе . Для реакторов АЭС, использующих в качестве теплоносителя обычную (легкую) воду, максимальная температура теплоносителя лежит в пределах 270-3200С. Вследствие этого коэффициент полезного действия (КПД) АЭС не превышает 30%, другими словами , потери энергии в процессе выработки электроэнергии составляют около 70%. Наиболее распространенным реактором в российской атомной энергетике является реактор мощностью 1000 МВт ( электрических), полная тепловая мощность которого равна примерно 3000МВТ. При 30-процентном КПД теряемая мощность равна 2000 МВТ, что эквивалентно сжиганию почти 10 млн. т угля в год.

  Очевидно, что повышение использования тепловой энергии ядерной реакции деления, происходящей в ядерном реакторе, позволяет не только экономить собственно ядерное топливо, но и органическое топливо, используемое в обычных теплоэлектростанциях. Одним из способов повышения КПД АЭС является использование теплоносителя с более высокой рабочей температурой. Наибольшие перспективы имеет в этом плане использование в качестве теплоносителя газа (например, гелия). Такие реакторы, называемые высокотемпературными газовыми реакторами (ВТГР), уже используются в мировой энергетике, но пока в очень незначительных масштабах.

 Другим способом повышения эффективности АЭС является утилизация тепловой энергии, пока теряемой в процессе преобразования. Использование даже части теряемой энергии может позволить решить задачи энергопотребления для собственных нужд АЭС, в частности, для энергоснабжения в аварийных режимах.

 Достаточно отметить, что на собственные нужды АЭС использует до 8% вырабатываемой энергии, в том числе и на цели теплоснабжения.

 Известно, что в настоящее время разработаны достаточно эффективные полупроводниковые преобразователи теплоты в электроэнергию, использование которых на АЭС может улучшить показатели эффективности и безопасности станций. Особенный интерес, на наш взгляд, является выработка электрической энергии в аварийных режимах для поддержания работоспособности систем обеспечения безопасности АЭС. Дело в том, что тепловая энергия конструктивных элементов АЭС достаточно инерционна, т.е. даже при прекращении работы реактора температура его  узлов и элементов меняется достаточно медленно во времени. Следовательно, преобразование накопленного тепла в электроэнергию может обеспечить электроснабжение как систем безопасности АЭС, так и других внутренних потребителей.

 Целью проекта является определение технических возможностей утилизации потерь тепловой энергии на АЭС с помощью теплоэнергетических полупроводниковых преобразователей (теплоэлектрогенераторов).

Структура АЭС и основные источники тепловой энергии.

Основным структурным элементом АЭС является ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется цепная ядерная реакция деления атомов урана и происходит передача энергии деления теплоносителю (как правило – воде). Основными типами ядерных реакторов в энергетике России являются водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) и реакторы большой мощности канальные (РБМК). Удельная плотность теплового потока у реакторов ВВЭР доходит до 850 кВт/м2, у реакторов РБМК значительно меньше ввиду существенно больших размеров активной зоны.

Реакторы типа РБМК-1000

 Реактор РБМК (реактор большой мощности канальный) получил своё название из-за своей большой мощности. Индекс 1000 означает, что эти реакторы имеют электрическую мощность 1000 МВт при тепловой мощности в 3200 МВт.

В реакторах типа РБМК теплоносителем является кипящая вода под большим давлением (около 60 атмосфер). Замедлителем в этих реакторах является графит. Основу конструкции таких реакторов составляют прямоугольные блоки из особо чистого графита. Размером 250Х250Х500 мм. В своей форме блоки имеют цилиндрические отверстия, вследствие чего при укладке их один на другой образуется вертикальный технологический канал, в который вставляется металлическая труба из сплава циркония. Внутри металлической трубы располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и проходит охлаждающая вода. Вся графитовая кладка представляет собой цилиндр диаметром около 14 метров и высотой свыше 8 метров. Для герметизации реакторного пространства графитовая кладка с боков окружена сварным металлическим кожухом, а сверху и снизу массивными стальными плитами, которые обеспечивают не только крепление графита, но и являются частью биологической защиты реактора. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите, поэтому для предотвращения окисления графита реакторное пространство заполняют медленно циркулирующей смесью гелия (He 85-90 %) и азота (N 10-15 %). В каждом технологическом канале, а их в реакторе РБМК-1000 всего 1661, находится по две тепловыделяющих сборки, соединённых последовательно, а поскольку каждый ТВЭЛ имеет длину 3,5 метра, высота активной зоны реактора составляет 7 метров. При этом общая загрузка урана в реактор составляет 200 тонн, если обогащение урана-235 имеет количество до 2,4 %.

 К основным достоинствам канальных реакторах относили отсутствие трудоёмкого и дорогостоящего корпуса, возможность наращивания мощности путем пристройки новых графитовых блоков без изменения конструкций других узлов, а также возможность замены без остановки реактора отработавших тепловыделяющих элементов на новые.

 Наряду с достоинствами реакторы РБМК имеют некоторые недостатки. Поскольку в реакторах РБМК охлаждающая вода непосредственно из активной зоны попадает в парогенератор и в турбину, то их называют одноконтурными. А в одноконтурных реакторах не исключена вероятность попадания радиоактивных веществ в воду, турбогенератор, а также другие объекты станции при аварийной разгерметизации трубопроводов. Кроме того, для реакторов РБМК ввиду большей длины активной зоны, большого объема графитовой кладки и некоторых других факторов характерна неравномерность распределения нейтронов по высоте и объему, а, следовательно, неравномерность тепловыделения. Это в совокупности с особенностями изменения замедляющих свойств паровоздушной смеси в процессе работы приводит к некоторой неустойчивости работы реакторов.

 На рисунке 1 приведена принципиальная схема АЭС с реактором РБМК-1000.

На рисунке 1 приведена принципиальная схема АЭС с реактором РБМК-1000

  Рис.1.

По рисунку видно что вода нагретая в технологических каналах до температуры 300°С по главным трубопроводам направляется от реактора к теплообменнику, где отдаёт часть своего тепла турбине, которая в свою очередь вращает парогенератор. Далее охлажденный до температуры примерно 30°С пар направляется в конденсатор и снова поступает в реактор в виде воды.

Атомная энергетика