АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ(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
 

Принцип работы атомных электрических станций

Первая в мире АЭС была введена в эксплуатацию в г. Обнинске (СССР) 27 июня 1954 г., о чем сообщило Московское радио. Затем сообщение об успешно завершенных работах по созданию первой промышленной электростанции на атомной энергии было передано зарубежными информационными агентствами, прокомментировано радио и прессой, воспринято как сенсация.

На АЭС энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, превращается в тепловую энергию пара или газа, затем в электрическую энергию, т. е. в энергию движения электронов в проводнике. Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтронами, в результате чего получаются осколки ядер, обычно неодинаковые по массе, - нейтроны и другие продукты деления, которые разлетаются в разные стороны с огромными скоростями и имеют, следовательно, большие кинетические энергии. Получаемая при делении ядер энергия почти полностью превращается в теплоту. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция деления ядерного топлива - 235U., называется ядерным реактором. Ядерное топливо обладает высокой теплотворной способностью – 1 кг 235U заменяет 2900 т угля.

На рис. 3.23 представлен общий вид АЭС.

Общий вид атомной электростанции

Рис. 3.23. Общий вид атомной электростанции: 1 - хранилища топлива; 2 - реакторные здания; 3 - машинный зал; 4 - электрическая подстанция,
5 - хранилище жидких отходов

Обычные ТЭС принципиально отличаются от АЭС только тем, что рабочее тело на них получает теплоту в парогенераторах при сжигании органического топлива, а на АЭС - в ядерных реакторах. Для подогревания воды и превращения ее в пар на ТЭС используется теплота, получаемая при сжигании угля, а на АЭС - теплота, получаемая с помощью управляемой ядерной реакции деления.

Основной элемент станции - ядерный реактор, который состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.

В рабочие каналы активной зоны помещают ядерное топливо в виде урановых или плутониевых стержней, покрытых герметичной металлической оболочкой. В этих стержнях и происходит ядерная реакция, сопровождаемая выделением большого количества тепловой энергии. Поэтому стержни с ядерным топливом называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Количество твэлов в активной зоне доходит до нескольких тысяч. В активную зону помещают замедлитель нейтронов, через нее также проходит теплоноситель, под которым понимают вещество, служащее для отвода теплоты. В качестве теплоносителя используется обычная вода, тяжелая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы (углекислый газ, гелий). Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает в рабочих каналах поверхности твэлов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования. Активная зона окружена отражателем, который возвращает в нее вылетающие нейтроны.

Мощность энергетического реактора определяется возможностями быстрого отвода теплоты из активной зоны.

Основная часть энергии, выделяющейся при ядерной реакции в твэлах, идет на нагревание ядерного топлива, а небольшая часть - на нагревание замедлителя. Поскольку отвод теплоты происходит за счет конвективного теплообмена, то для повышения его интенсивности следует увеличивать скорость движения теплоносителя. Так, скорость движения воды в активной зоне составляет примерно 3-7 м/с, а скорость газов 30 - 80 м/с.

Управление реактором производится с помощью специальных стержней, поглощающих нейтроны. Стержни вводятся в активную зону и изменяют поток нейтронов, а следовательно, и интенсивность ядерной реакции.

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу теплового двигателя (турбины) по одноконтурной (рис. 3.24 б), двухконтурной (рис. 3.24 в) и трехконтурной (рис. 3.24 г) схемам.

Каждый контур представляет собой замкнутую систему. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

При работе АЭС по двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель отдает теплоту рабочему телу в парогенераторе. Если в качестве теплоносителя используется вода, то она охлаждается в парогенераторе на 15 - 40 °С. Теплоносители в виде жидкостей и газов охлаждаются в парогенераторах значительнее, иногда на несколько сотен градусов.

Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологической защиты. Во втором контуре рабочее тело (вода и пар) нигде не соприкасается с радиоактивным теплоносителем первого контура, поэтому с ним можно обращаться так же, как и на обычных ГЭС.

Схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС

Рис. 3.24. Схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС:

1 - реактор с первичной биологической защитой; 2 - вторичная биологическая защита; 3 - турбина; 4 - электрический генератор;
5 - конденсатор или газоохладитель; 6 - насос или компрессор;
7 - регенеративный теплообменник; 8 - циркуляционный насос; 9 - парогенератор; 10 - промежуточный теплообменник

На рис. 3.25 приведена схема первой АЭС, где в качестве теплоносителя используется вода. Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре используется повышенное давление, так как при этом температура кипения воды также повышается. С увеличением давления температура кипения воды изменяется следующим образом: при р = 101,3 кПа значение Ткип = 100 °С, при р = 1013 кПа значение Ткип = 180°С. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньшего погружения. В теплообменнике используется противоток, что дает возможность нагревать рабочее тело второго контура до 260 °С и охлаждать воду первого контура до 130 °С.

Схема первой АЭС:

Рис. 3.25. Схема первой АЭС: 1 - графитовый замедлитель; 2 - стержни реактора; 3 - кольцевой коллек­тор; 4 - подогреватель; 5 - парогенератор; 6 - пароперегреватель; 7 - турбина; 8 - конденсатор; 9 - насос второго контура; 10 - компенсатор; 11 - насос первого контура; 12 - стальной кожух; 13 - графитовый отражатель; 14 - бетонная защита

Биологическая защита выполняет функции изоляции реактора от окружающего пространства, т.е. от проникновения за пределы реактора мощных потоков нейтронов,  и осколков деления. Защита реактора выполняется в виде толстого слоя (до нескольких метров) бетона с внутренними каналами, по которым циркулирует вода или воздух для отвода теплоты.

Количество этой теплоты равно 3 - 5 % от всей выделенной в реакторе энергии.

Защита должна ограничивать уровни излучений до значений, не превышающих допустимых доз как при работе реактора, так и при его останове.

Биологическая защита, в первую очередь, предназначается для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала. Поэтому все излучающие устройства (первый контур) помещаются внутри защитной оболочки.

7.2. Перспективы атомных электростанций

Доля атомной энергетики в производстве электроэнергии в перспективе будет возрастать. Мнения ведущих специалистов в различных странах сильно расходятся в отношении количественной оценки перспектив развития атомной энергетики.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее.

Реакторы на быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8-10 лет, чтобы получить плутоний, необходимый для построения аналогичного реактора на быстрых нейтронах.

Один из важных вопросов ядерной энергетики состоит в выборе природного или обогащенного урана. В России применяется обогащенный уран, так как это позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать - и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейтронов и теплоносителей.

Назовем основные преимущества атомной энергетики:

  АЭС почти не зависят от месторасположения источников сырья вследствие компактности ядерного топлива и легкой его транспортировки. Однако для охлаждения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

 сооружение мощных энергетических блоков имеет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

 малый расход горючего не требует загрузки транспорта;

  АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

Надежность АЭС В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах может вызвать заболевание и даже смерть.

КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПРОЕКТ КОНСТРУКЦИИ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Одним из направлений создания ядерного реактора повышенной безопасности является концепция высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем (ВРТТ). Основной принцип работы реактора ВРТТ основывается на охлаждении активной зоны шарообразными теплонесущими частицами из графита с пироуглеродным покрытием диаметром приблизительно один миллиметр. Перенос тепла твердым теплоносителем осуществляется в среде инертного газа при давлении в первом контуре, близком к атмосферному.

Атомная энергетика