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
 

Реакторы типа ВВЭР-1000

Реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы) имеют некоторые конструктивные отличия от реакторов РБМК-1000.

Реакторы ВВЭР также как и РБМК имеют электрическую мощность 1000 МВт, но тепловая их мощность немного меньше и составляет 3000 МВт. Реакторы ВВЭР довольно тяжелые и имею массу в несколько сотен тонн.

 Реакторы ВВЭР также называют корпусными реакторами. В корпусных реакторах применяется, как правило, двух контурная система использования воды. Нагретая до высокой температуры в активной зоне реактора вода поступает в теплообменник, где оставляет свое тепло, отдавая его воде второго контура. Первый и второй контуры отделены друг от друга изоляционным слоем, поэтому вода из первого контура не может попасть во второй. В этом существенное преимущество двухконтурных реакторных систем с точки зрения радиационной безопасности. В легководяных реакторах замедлителем и теплоносителем служит обыкновенная вода.

 Существует две основных конструкции реакторов: BWR(boiling water reactor) – реактор с кипящей водой и PWR(pressurized water reactor) – реактор с водой под давлением. Промышленные типы этих реакторов были созданы в США в 50-х годах.

 BWR – реактор прямого цикла. Охлаждающая вода циркулирует в нем, проходя через активную зону реактора, и превращается в пар внутри корпуса давления реактора. Этот пар непосредственно приводит во вращение турбину электрогенератора. Конденсат после прохождения им деаэратора поступает обратно в корпус реактора. Вследствие прямого цикла происходит загрязнение турбины радиоактивными веществами, содержащимися в паре и воде первичного контура. Поэтому турбина заключена в герметичный кожух, протечки из которого направляются обратно в первичный контур. Турбинный зал является контролируемой зоной, и во время технического обслуживания в нем необходимо применять специальные меры предосторожности.

  PWR – реактор непрямого цикла. Давление в корпусе реактора является достаточно высоким для предотвращения кипения воды. Эта вода при температуре примерно 320 градусов Цельсия циркулирует по замкнутому контуру, включающему парогенератор, вырабатывая во вторичном контуре пар, который приводит в действие турбину.

  Реакторы ВВЭР постоянно развивают и усовершенствуют. Первый реактор ВВЭР имел мощность 210 МВт. За 20 лет электрическая мощность блока возросла до 1000 МВт; давление первого контура возросло с 10 МПа до 16 МПа, а давление пара в парогенераторах возросло с 2,3 до 6,4 МПа; удельная напряженность активной зоны возросла с 47 до 111 кВт/литр. У реактора ВВЭР есть некоторые апробированные общие решения:

-использование в активной зоне реактора шестигранных кассет, содержащих цилиндрические ТВЭЛы из двуокиси урана с покрытием из сплава циркония с 1% ниобия;

-применение для изготовления корпуса реактора высокопрочных хромомолибденовых сталей; использование для производства насыщенного пара парогенераторов горизонтального типа. 

  Существенные отличия конструктивного решения активной зоны реактора ВВЭР-1000 заключаются в следующем:

-в энергетике традиционно используется треугольная разбивка ячеек зоны, что определяет шестигранную форму кассет, позволяющую более плотно использовать пространства активной зоны;

-размеры тепловыделяющих элементов к реактору ВВЭР-1000 имеют меньший диаметр (9,1мм) при шаге решетки 12,75 мм, что обеспечивает относительно большую поверхность теплосъема и позволяет получить ту же мощность при меньшей загрузке топлива без увеличения удельной тепловой нагрузки на единицу поверхности ТВЭЛов.

 Средние удельные расходы металла на единицу мощности в реакторах ВВЭР-1000 составляют около 0,7 тонн на МВт. Большая доля объема конденсатора в общем, объеме контура для реактора ВВЭР-1000, а так же большая относительная мощность электронагревателей позволяют этой установке успешно преодолевать переходные и аварийные режимы.

 На рисунке 2 представлена принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР-1000.

На рисунке 2 представлена принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР-1000

  Рис.2.

 Тепловая схема АЭС с реакторами ВВЭР почти такая же, как у АЭС с реакторами РБМК. Нагретая в реакторе вода по трубам поступает к турбине либо прямиком, либо проходя через второй тепловой контур.

Потом пар конденсируется и снова поступает в реактор. Вода, циркулирующая в первом и втором контурах реактора химически очищена от солей и примесей и не поступает в окружающую среду. Тем самым обеспечивается экологическая безопасность процесса выработки электроэнергии.

  Источники тепла для возможного дополнительного преобразования энергии на АЭС.

а) для электростанций с реакторами ВВЭР – корпус реактора, главные трубопроводы от реактора до теплообменника, парогенератор, паропроводы до турбин, цилиндры высокого, среднего и низкого давления ,корпуса генераторов, конденсаторы.

 б)для электростанций с реакторами РБМК – корпус реактора, главные трубопроводы от реактора до барабан-сепараторов, паропроводы до турбин, цилиндры высокого и низкого давления), корпуса генераторов, конденсаторы.

 Масса реактора составляет сотни ( реакторы ВВЭР) и даже тысячи тонн ( реакторы РБМК).

Источники с наибольшей температурой поверхности – реакторы, главные трубопроводы, цилиндры высокого давления.

Возможность использования тепловой энергии от структурных элементов АЭС:

Наибольшая плотность теплового потока у реакторов, затем трубопроводов, парогенераторов и барабан-сепараторов. Поэтому для обеспечения собственных нужд АЭС отбор тепла можно вести с любого из указанных структурных элементов, для решения задач аварийного энергоснабжения необходимо использование инерционных в тепловом отношении элементов – реактора, корпусов турбин, генераторов .

 Интерес представляет также использование тепловой энергии радиоактивного распада облученного ядерного топлива в бассейнах выдержки и хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), поскольку отработавшее ядерное топливо после извлечения из реактора обладает остаточным тепловыделением вследствие радиоактивного распада осколков деления ядер ( около 15 кВт/тонну ОЯТ).. И хотя со временем активность ОЯТ снижается, поступление «свежего» ОЯТ будет поддерживать энерговыделение на достаточно высоком для преобразования уровне. Так, например, при ежегодном извлечении из реактора РБМК-1000 50 тонн ОЯТ эквивалентно поступлению в ХОЯТ 800 кВт тепловой энергии, которая в течение года падает не слишком быстро.

Не вызывает сомнений, что если использовать тепловыделение ядерного реактора с его поверхности, то можно получить существенную величину электрической энергии, пригодной для использования на собственные нужды АЭС. Даже при остановленном реакторе остаточное тепловыделение будет происходить с относительно большой постоянной времени. Рассмотрим процесс охлаждения реактора после прекращения реакции деления ядер, считая его установившуюся температуру равной 3000С. Уравнение охлаждение физического тела имеет вид

 ∆θ=∆θуст*е-t/T,

  где ∆θ – изменение температуры тела;

 ∆θуст- установившаяся температура;

 Т постоянная времени охлаждения.

Постоянная времени может быть определена следующим образом:

Т=,

где с-удельная теплоемкость материала;

 М – масса тела;

 α –коэффициент теплоотдачи;

 S- поверхность охлаждения тела.

Постоянную времени можно условно определить как время, в течение которого температура тела уменьшается в 3 раза.

Если рассмотреть корпус реактора ВВЭР-1000, то удельная теплоемкость стали примерно равна 0,54 кДж/(кг*К), а масса корпуса с содержимым примерно 300 тонн. Тогда можно определить примерную постоянную времени охлаждения реактора как

 Т== 54 сек.

На самом деле постоянная времени будет заметно больше, если учесть другие элементы конструкции и массу нагретой воды.

У реактора РБМК-1000 размеры существенно больше , больше и масса. Одного замедлителя (графита) около 2000 тонн. Если принять условно массу реактора в 3000 тонн, охлаждающую поверхность в 750 кв.м, а усредненный коэффициент удельной теплоемкости в 0,6кДж/(кг*К), то постоянная времени охлаждения составит примерно

Т= = 120 сек.

Аналогичным образом можно оценить постоянную времени охлаждения корпуса турбогенератора и других объектов АЭС, нагреваемых в процессе работы до высокой температуры. Например, для турбогенераторов ТВВ-500-2, имеющих массу 325 тонн, поверхность охлаждения корпуса около 80 кв. м , постоянная времени охлаждения составит примерно 100 сек.

Таким образом, тепловой поток даже при выключенном реакторе может быть достаточным для обеспечения работоспособности систем обеспечения безопасности в течение почти минуты, что повышает эксплуатационную надежность АЭС.

А при работающей в номинальном режиме АЭС тепловые потоки с различных участков технологической цепи могут позволить вырабатывать заметное количество дополнительной электроэнергии.

Вопрос состоит в обосновании способа преобразования потерь тепла в полезную электроэнергию.

Принцип работы теплоэлектрических преобразователей В большинстве случаев нас в виде конечного вида энергии интересует электроэнергия. Наиболее распространенные сегодня  электростанции (ТЭЦ, АЭС) вырабатывают электроэнергию путём многих последовательных ступеней преобразования, причём всякая ступень преобразования энергии характеризуется большими или меньшими потерями, и ясно, что число промежуточных ступеней преобразования желательно по возможности уменьшить до минимума.

Характеристики современных термоэлектропреобразователей. Работы в области термоэлектрических преобразователей получили достаточно широкий размах начиная с начала 60-х годов ХХ века в СССР, США и ряде других стран. Интерес к этим преобразователям объясняется тем, что подобные методы преобразования энергии упрощают схему установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать легкие компактные установки.

Проект второй очереди Нововоронежской АЭС (энергоблоки 3 и 4) разрабатывался в 60-х годах. Разработка проектно-конструкторской документации была осуществлена на основе общепромышленных нормативов, специальные нормы и правила существовали только для таких специфических аспектов использования атомной энергетики, как радиационная защита («Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» СП-333-60; «Санитарные правила проектирования атомных станций» и «Нормы радиационной безопасности» НРБ-69).

Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС и надёжности систем, обеспечивающих охлаждение активной зоны при авариях с потерей теплоносителя (LOCA).

Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС за счет использования систем безопасности 3 блока

Среди величайших достижений XX века наряду с генной и полупроводниковой технологиями открытие атомной энергии и овладение ею занимает особое место.

Атомная энергетика