Реферат: Атомные электростанции
Содержание
1. Введение……………………………………………………. Стр.1
2.Физические основыядерной энергетики…………………Стр.2
3. Ядроатома……………………………………………………Стр.4
4.Радиоактивность…………………………………………….Стр.4
5. Ядерныереакции…………………………………………… Стр.4
6. Деление ядер…………………………………………………… Стр.4
7. Цепные ядерныереакции………………………………… Стр.5
8. Основы теорииреакторов………………………………… Стр.5
9. Принципырегулирования мощности реакторов……… Стр.6
10. Классификацияреакторов………………………………… Стр.7
11.Конструктивные схемы реакторов…………………………Стр.9
12.ПерезагрузкаАЭС………………………………………… Стр.13
13.Конструкцииоборудования АЭС………………………… Стр.14
14. Схема трёхконтурнойАЭС …………………………………Стр.16
15.ТеплообненникиАЭС……………………………………… Стр.19
16.ТурбомашиныАЭС………………………………………… Стр.20
17. Вспомогательноеоборудование АЭС……………………… Стр. 20
18. Компоновкаоборудования АЭС…………………………… Стр.21
19. Вопросы техникибезопасности на АЭС…………………… Стр.21
20. Передвижные АЭС…………………………………………Стр. 24
21. Используемаялитература…………………………………… Стр.26
Введение.
Состояние и перспективыразвития атомной энергетике.
Развитие промышленности,транспорта, сельского и коммунального хозяйства требует непрерывного увеличенияпроизводства электроэнергии.
Мировое увеличениепотребления энергии растёт с каждым годом.
Для примера: в 1952годуоно составляло в условных единицах 540 млн.т., а уже в 1980году 3567млн.т.практически за 28 лет увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом необходимоотметить, что запасы ядерного топлива в 22 раза превышают запасы органическоготоплива.
На 5-ой мировойэнергетической конференции запасы топлива были оценены следующими величинами:
1. Ядерное топливо…………………………..520х106
2. Уголь………………………………………55,5х106
3. Нефть………………………………………0,37х106
4. Натуральный газ ………………………….0,22х106
5. Нефтяные сланцы…………………………0,89х106
6. Гудрон……………………………………..1,5х106
7. Торф……………………………………….0,37х 10
Всего 58,85х106
При современном уровнепотребления энергии мировые запасов по разным подсчётам кончутся через100-400лет.
По прогнозам учёныхпотребление энергии будет разниться 1950 года к 2050 году в 7 раз. Запасыядерного топлива могут обеспечить нужды населения в энергии на значительноболее длительный период.
Не смотря на богатыеприродные ресурсы России, в органическом топливе, а так же гидроэнергоресурсыкрупных рек (1200млрд. КВт час) или 137 млн. кВт. час уже сегодня президентстраны обратил особое внимание на развитии атомной энергетики. Учитывая, чтоуголь, нефть, газ, сланцы, торф являются ценным сырьём для различных отраслейхимической промышленности. Из угля получают кокс для металлургии. Поэтому стоитзадача сохранить для некоторых отраслей промышленностей органические запасытоплива. Таких тенденций придерживается и мировая практика.
Учитывая, что стоимостьэнергии получаемая на атомных станциях ожидается быть ниже, чем на угольных иблизка к стоимости энергии на гидроэлектростанциях, актуальность увеличениястроительств атомных электростанций становится явной. Несмотря на то, чтоатомные станции несут в себе повышенную опасность, (радиоактивность в случаеаварии)
Все развитые страны, какЕвропы, так и Америки в последнее время активно ведут наращивания ихстроительства, не говоря об использовании атомной энергии, как в гражданской,так и военной технике это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.
Как в гражданской так и ввоенных направлениях пальма первенства принадлежала и принадлежит России.
Решение проблемынепосредственного преобразования энергии расщепления атомного ядра в электрическуюэнергию позволить значительно снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии.
Физические основыядерной энергетики.
Все вещества в природесостоят из мельчайших частиц – молекул, находящих в непрерывном движении.Теплота тела является результатом движения молекул.
Состояние полного покоямолекул соответствует абсолютный нуль температуры.
Молекулы вещества состоятиз атомов одного или несколько химических элементов.
Молекула самая мельчайшаячастица данного вещества. Если разделить молекулу сложного вещества насоставляющие части, то получатся атомы других веществ.
Атом – мельчайшая частица данногохимического элемента. Он не может делиться дальше химическим способом на ещёболее мелкие частицы, хотя и атом имеет свою внутреннею структуру и состоит изположительно заряженного ядра и отрицательно заряженной электронной оболочке.
Число электронов воболочке лежит в пределах от одного до ста одного. Последнее число электроновимеет элемент название Менделевий.
Этот элемент названМенделевий именем Д.И. Менделеева открывшего в 1869 году периодический закон,согласно которому физико-химические свойства всех элементов зависят от атомноговеса, причём через определённые периоды встречаются элементы со схожимифизико-химическими свойствами.
Ядро атома.
В ядре атомасосредоточена основная часть его массы. Масса электронной оболочки составляетлишь доля процента массы атома. Атомные ядра представляют сложные образования,состоящие из элементарных частиц-протонов обладающих положительнымэлектрическим зарядом, и не имеющих электрического заряда частиц — нейтронов.
Положительно заряженныечастицы- протоны и электрически нейтральные частицы-нейтроны носят общееназвание нуклоны. Протоны и нейтроны в ядре атома связаны так называемымиядерными силами.
Энергией связи ядраназывают количество энергии, требующей для разделения ядра на отдельныенуклоны. Поскольку ядерные силы в миллионы раз превышают силы химическихсвязей, то из этого следует, что ядро является соединением, прочность которогонеизмеримо превышает прочность соединения атомов в молекуле.
При синтезе 1кг гелия изатома водорода выделяется количество тепла эквивалентное количеству тепла присгорании 16000 т. угля, тогда как при расщеплении 1кг урана выделяетсяколичества тепла, равное теплу выделяемому при сгорании 2700т угля.
Радиоактивность.
Радиоактивностью называютспособность спонтанного превращения неустойчивых изотопов одного химическогоэлемента в изотопы другого элемента сопровождающего испусканием альфа, бета игамма лучей.
Превращение элементарныхчастиц (нейтронов, мезонов) так же иногда называют радиоактивностью.
Ядерные реакции.
Ядерными реакцияминазывают превращения атомных ядер в результате их взаимодействия сэлементарными частицами и друг с другом.
В химических реакциях происходитперестройка внешних электронных оболочек атомов, и энергия этих реакцийизмеряется электрон-вольтами.
В ядерных реакцияхпроисходит перестройка ядра атома, причём во многих случаях результатомперестройки является превращение одного химического элемента в другой. Энергияядерных реакций измеряется миллионами электрон-вольт.
Деление ядер.
Открытие деления ядерурана, его экспериментальное подтверждение в 1930 дало возможность увидетьнеисчерпаемые возможности применения в различных сферах народного хозяйства и втом числе получения энергии при строительстве атомных установок.
Цепная ядернаяреакция.
Цепной ядерной реакциейназывается реакция деления ядер атомов тяжёлых элементов под действиемнейтронов, в каждом акте которой число нейтронов возрастает, в результате чеговозрастает самоподдерживающийся процесс деления.
Цепные ядерные реакцииотносятся к классу экзотермических, то есть сопровождающихся выделением энергии.
Основы теорииреакторов.
Ядерным энергетическимреактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерногогорючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомовэтого горючего.
При работе ядерногореактора, для исключения возникновения цепной реакции, для искусственногогашения реакции используют замедлители, методом автоматического ввода в реакторэлементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянномуровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер,так называемый коэффициент размножения нейтронов.
Атомный реакторхарактеризуется критическими размерами активной зоны, при которых коэффициентразмножения нейтронов К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала,конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант,при котором К = ∞ имеет максимальное значение.
Эффективный коэффициентразмножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актових гибели в результате поглощения и утечки.
Реактор с использованиемотражателя уменьшает критические размеры активной зоны, выравниваетраспределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора,отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеровактивной зоны производится сложными методами.
Реакторы характеризуютсяциклами и типами реакторов.
Топливным циклом илициклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращенийтоплива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после егоизвлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшегопервичного топлива.
Топливный цикл определяеттип ядерного реактора: реактор –конвектор;
Реактор-размножитель;реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом,жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы идругие.
Принципы регулированиямощности реактора.
Энергетический реактордолжен работать устойчиво на различных уровнях мощности. Изменения уровнятепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, безскачков разгона мощности.
Система регулированияпризвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие приизменениях в режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы вактивную зону вводят по мере необходимости графитовые стержни, материал которыхсильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощностисоответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самымкоэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а вцелом их можно назвать управляющими или защитными.
Классификация реакторов.
Ядерные реакторы могутклассифицироваться по различным признакам:
1) По назначению
2) По уровню энергиинейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива;
3) По виду замедлителянейтронов
4) По виду и агрегатномусостоянию теплоносителя;
5) По признакувоспроизводства ядерного топлива;
6) По принципу размещенияядерного топлива в замедлителе,
7) По агрегатномусостоянию ядерного топлива.
Реакторы, предназначенныедля выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими,так же реакторы бывают технологические и двухцелевые.
По уровню энергииреакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточныхнейтронах.
По виду замедлителейнейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.
По виду теплоносителя: наводяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые.
По принципувоспроизводства ядерного топлива:
Реакторы на чистомделящем изотопе. С воспроизводством ядерного топлива (регенеративные) срасширенным воспроизводством (реакторы-размножители).
По принципу ядерногогорючего: гетерогенные и гомогенные
По принципу агрегатногосостояния делящего материала:
В форме твердого тела,реже в виде жидкости и газа.
Если ограничитьсяосновными признаками, то может быть предложена следующая система обозначениятипов реакторов
1. Реактор с водой вкачестве замедлителя и теплоносителя на слабообогащённом уране (ВВР- Уно) иливодо-водяной реактор (ВВР).
2. Реактор с тяжёлойводой в качестве замедлителя и обычной водой в качестве теплоносителя наприродном уране. Обозначение: тяжёло-водяной реактор на природном уране(ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной реактор (ТВР) При использовании тяжёлой воды ив качестве
Теплоносителя будет (ТТР)
3. Реактор с графитом вкачестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя на слабо обогащённомуране будет называться граффито-водяной на слабо обогащённом уране (ГВР-Уно)или граффито-водяной реактор (ГВР)
4. Реактор с графитомв виде замедлителя и газом в качестве теплоносителя на природном уране (ГГР-Уп)или граффито-газовый реактор (ГГР)
5. Реактор с кипящейводой в качестве замедлителя теплоносителя может быть обозначен ВВКР, такой жереактор на тяжёлой воде – ТТКР.
6. Реактор сграфитом в качестве замедлителя и натрием в качестве теплоносителя может бытьобозначен ГНР
7. Реактор сорганическим замедлителем и теплоносителем может быть обозначен ООР
Основныехарактеристики реакторов АЭС
АЭС
Характеристики реакторов
С реакторами на
тепловых нейтронах
С реакторами на быстрых нейтронах
Тип реактора
ВВЭР РБМК РБНТеплоноситель
Вода вода Жидкий Na, K, водаЗамедлитель
Вода графит отсутствуетВид ядерного топлива
Слабо обогащённый уран Слабо обогащённый уран Высоко обогащённый уран или Pu-239Обогащение ядерного топлива по U-235, %
3-4 2-3 90Количество контуров циркуляции теплоносителя
2 1 3Давление пара перед турбиной, МПа
4,0-6,0 6,0-6,5 6,0-6,5КПД АЭС
≈30% 30-33% ≈35%
Конструктивная схемареактора.
Основными конструктивнымиузлами гетерогенного ядерного реактора являются: корпус; активная зона,состоящая из тепловыделяющих элементов, замедлителя и системы управления изащиты; отражатель нейтронов; система отвода тепла; тепловая защита;биологическая защита; система загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов. Вреакторах — размножителях имеется также зона воспроизводства ядерного горючегосо своей системой отвода тепла. В гомогенных реакторов вместо тепловыделяющихэлементов имеется резервуар с раствором солей или взвесью делящихся материаловтеплоносителя.
1-ый тип(а) – реактор, вкотором замедлителем и отражателем нейтронов является графит. Графитовые блоки(параллепипеды призмы с внутренними каналами и размещёнными в нихтепловыделяющими элементами образуют активную зону, обычно имеющую формуцилиндра или многогранной призмы. Каналы в графитовых блоках проходят по всейвысоте активной зоны. В эти каналы вставляются трубы для размещениятепловыделяющих элементов. По кольцевой щели между тепловыделяющими элементамии направляющими трубами протекает теплоноситель. В качестве теплоносителя можетиспользоваться вода, жидкие металл или газ. Часть каналов активной зоны,используется для размещения стержней системы управления и защиты. Вокругактивной зоны расположен отражатель нейтронов, также в виде кладки графитовыхблоков. Каналы тепловыделяющих элементов проходят как через кладку активнойзоны, так и через кладку отражателя.
При работе реактораграфит нагревается до температуры при которой может окисляться. Дляпредотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичныйкожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющихэлементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружистального кожуха размещается биологическая защита – специальный бетон. Междукожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона по которомуциркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия вкачестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой(например из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием припротечке его из контура циркуляции. Автоматические приводы регулирующихстержней получают импульс от ионизационных камер или счётчиков нейтронов. Вионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызываютпадение напряжения между электродами к которым приложено разность потенцалов.Падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потокачастиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытыебором поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящихионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорциональноизменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепиионизационной камеры усиливается электронными или другими усилителями. Приувеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камерыувеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующийстержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потоканейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационнойкамеры и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их насоответствующую высоту.
Графитово-водяной реакторпри охлаждении некипящей водой имеет относительно низкую температуру воды навыходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметрыгенерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.
В случае перегрева пара вактивной зоне реактора КПД установки может быть значительно повышено.Применение газа или жидких металлов реактора по схеме 1 также позволит получитьболее высокие параметры вырабатывания пара и соответственно более высокий КПДустановки. Граффито-водяные, водо-водяные и граффито-жидкометаллическиереакторы требуют применения обогащённого урана.
На рисунке 1 показанапринципиальная схема АЭС РБМК.
/>
2
/>
1 Рис.1
1-Графитовые блоки
(Замедлитель)
2-активная зона реактора
2.Тяжёловодно-газовыйреактор 2 может работать на природном уране. Тепловыделяющий элемент такогореактора покружено в стальной или алюминиевый бак, заполненный до определённогоуровня тяжёлой водой. Вокруг бака расположен графитовый отражатель –биологическая защита. Тепловыделяющие элементы имеют внутренние каналы дляпрохода газа, отводящего тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем такженагревается и требует своей системы охлаждения. Это осуществляется циркуляциейтяжёлой воды с помощью специального насоса и охлаждением её в теплообменникепроточной водой. Такой реактор имеет достаточно высокий КПД и относительнонизкую топливную составляющую стоимость вырабатываемой электроэнергии.
Поскольку топливом служитприродный уран, высокая стоимость тяжёлой воды и потери тепла, связанной еёохлаждением являются его недостатками .
3. На рис в) изображёнводо-водяной или тяжёловодный реактор в котором замедлителем и теплоносителемслужит вода или тяжёлая вода.(ВВЭР).
4 Рис г) даётпредставление о конструктивной схеме реактора кипящего типа. Этот тип даётвозможность изготавливать их с меньшей толщиной стенки, а так же ихположительным свойством является возможность саморегулирования.
5. реактор- размножительработает на быстрых нейтронах т.е. на обогащённом уране. Данные типы реакторытребует более высокой биологической защиты, и соответственно применение болеедорогих материалов.
6. гомогенный реактор гдепри использовании природного урана замедлителем может быть только тяжёлая вода,при обогащённом уране обычная вода. Здесь деление ядер на быстрых нейтронахотсутствует. Относительно низкая плотность урана и резонансное поглощениетребуют более высокой степени обогащения топлива делящимся изотопом.
Все конструкции реакторовимеют как и положительные, так и отрицательные стороны, которые всегданеобходимо учитывать при проектировании с учётом привязки строительства кконкретным региональным условиям исходя из возможностей доставки сырья, опасностьюзагрязнения окружающей среды, источников водоснабжения и грунтовых вод.
При проектировании АЭСиспользуется сложные математические расчёты, которые не смотря на современныеаналитические возможности вычислительной техники не могут дать гарантированнойправильности всех параметров. Поэтому все расчёты перепроверяютсяэкспериментальной проверкой.
Это особенно важно припроверке критических размеров реактора на природном уране. Если доверитьсятолько теоретическим расчётом, то можно допустить серьёзный просчёт,исправить который будет весьма дорого и сложно.
Перезагрузка АЭС.
Периодическаяперезагрузка АЭС требует очень тщательной подготовке и проводится как правилопри остановленном реакторе, так как повышенная радиоактивность требуетотсутствия персонала в период загрузки и выгрузки, не смотря на то, что схемаперезагрузки происходит в автоматическом режиме с использованием специальныхконтейнеров обеспечивающих не только автоматический режим, но и все требованиятехники безопасности с постоянным охлаждением.
Контейнера имеют толстые свинцовыеоболочки, обеспечивающие допустимый фон радиации
Конструкции оборудованияАЭС.
Граффито-водяныереакторы.
Граффито-водяной реакторАЭС АН является первым реактором, созданным для производства электроэнергии.
В центральной частиграфитовой кладки, высотой 4,6 м и диаметром 3м имеется 157 вертикальныхотверстий диаметром 65 мм расположенных по треугольной решётке шагом 120 мм. Вних расположены каналы с ТВЕ. Активная зона, в которой размещены каналы с ТВЕ,имеет диаметр 1.6метра и высоту 1.7 метра. Она окружена со всех сторонграфитовым отражателем толщиной 0.7 м, графитовая кладка заключена в стальнойкорпус, приваренный к нижней стальной плите. Сверху кладка закрыта массивнойчугунной плитой, через которую проходят каналы ТВЕ и системы регулирования.Стальной корпус заполнен инертным газом, предохраняющим графит от окисления.Вокруг корпуса расположен кольцеобразный резервуар водяной защиты с толщинойслоя воды 1м. Реактор расположен в бетонной шахте с толщиной стен 3м, служащийвнешним слоем биологической защиты. В водяной защите расположено 12вертикальных труб, в которых на высоте активной зоны расположены ионизационныекамеры. В активной зоне имеется 128 каналов с ТВЕ. Конструкция такого каналапоказана на рисунке 2.
Цилиндрический канал диаметром65 мм собран из графитовых втулок с пятью отверстиями, через которые проходяттрубчатые ТВЕ. Вода опускается по центральной трубке сверху вниз и возвращаетсявверх по 4-ём трубчатым ТВЕ. Уран расположен снаружи этих трубок на высоте1.7м. Тепловой поток каналов в центральной части активной зоны достигает 1.8 *106 Ккал/м2 в час.
24 канала занятыстержнями регулирования из карбида бора. Четыре стержня автоматическогорегулирования мощности реактора размещены по переферии активной зоны.Восемнадцать стержней ручного регулирования размещены в центре активной зоны(6шт) по переферии (12шт.) Они служат для компенсировании запаса реактивности.
Имеются так же аварийныйстержни для экстренного останова реактора. Все каналы стержней охлаждаютсяводой под давлением 5атм. И температурой от3 0 до 60 градусов. Тепловаямощность такого реактора равна 30 Мвт. Общая загрузка реактора составляет 550кг урана содержащего 5% урана 235 т.е.количество урана 235 загружаемого вреактор составляет 27,5 кг. Расход урана за сутки составляет около 30 гр.
Водоводяной реакторАЭС ( ВВЭР)
Водоводяные реакторы сводой под давлением имеют корпус, выдерживающий рабочее давление теплоносителя(рис.3) В активную зону реактора загружаются тепловыделяющие сборки с ядернымтопливом. Тепло, выделяющееся при делении ядерного топлива, нагревает воду,находящуюся в корпусе реактора, образуется слаборадиактивный, насыщенный пар,поступающий в парогенератор второго контура. В парогенератореслаборадиоактивный пар отдаёт тепло воде, образуется насыщенный нерадиоактивныйпар, направляемый в паровую турбину. При передпче тепла радиоактивного паранерадиоактивной воде второго контура в парогенераторе возникают дополнительные(По сравнению с РБМК), потери тепла, что снижает КПД АЭС с реакторами ВВЭР до30%.
АЭС с реакторами набыстрых нейтронах имеют трёхмерную схему: в первом контуре теплоносителемявляется радиоактивный натрий (или калий), во втором – нерадиоактивная натрий(или калий), в третьем – нерадиоактивная вода, нагреваемая в парогенераторетеплом нерадиоактивного натрия второго контура. Нерадиоактивный насыщенный партретьего контура поступает в паровую турбину. КПД АЭС с реакторами на быстрыхнейтронах составляет около 35%.
/> 1 контур 2 контур
3
К
ЭГ Рис.3
2 4
1 К-р
ГЦН 1 Принципиальная тепловая схема
ГЦН1, ГЦН2 -
Главные циркуляционные
Насосы первого и АЭС. 1-металлический корпус
Второго контуров ГЦН2реактора; 2-активная зона;
3-вода; 4-парогенератор.
/>
На схемеобозначены:
1. Ядерный реактор спервичной биологической защитой.
2. Вторичнаябиологическая защита.
3. Турбина.
4. Генератор.
5. Конденсатор.
6. Циркуляционныенасосы.
7. Регенеративныйтеплообменник.
8. Резервуар сводой.
9. Парогенератор.
10. Промежуточныйтеплообменник.
Т –повышающий трансформатор.ТСН – трансформатор собственных нужд.
РУ ВН– распределительное устройство высокого напряжения (110 кВ и выше).РУ СН– распределительное устройство собственных нужд.I;II; III– контурыАЭС.
Установка, вкоторой происходит управляемая цепная ядерная реакция, называется ядернымреактором 1. В него загружается ядерное топливо, например – уран –238.Ядерный реактор служит для нагрева теплоносителя и представляет из себя, впринципе, котёл.
Биологическаязащита 2 выполняет функции изолятора реактора от окружающегопространства для того, чтобы в него не проникли мощные потоки нейтронов,альфа-, бета-, гамма- лучи и осколки деления. Биологическая защита предназначенадля создания безопасных условий работы обслуживающего персонала.
Турбина 3предназначена для преобразования энергии пара в механическую энергию вращенияротора электрического генератора. Генератор 4 вырабатывает электрическуюэнергию, которая поступает на повышающий трансформатор Т, гдепреобразуется до необходимых величин для дальнейшей передачи в линииэлектропередач. Часть энергии также передаётся на ТСН – понижающийтрансформатор собственных нужд.
Отработанныйв турбине пар поступает в конденсатор. Конденсатор 5 служит дляохлаждения пара, который, конденсируясь, затем подаётся циркуляционным насосом 6через регенеративный обменник 7 в парогенератор 9. Врегенеративном обменнике вода охлаждается до исходной величины.
Разогретый вреакторе теплоноситель первого контура (Na) отдаёт тепло в промежуточномтеплообменнике 10 теплоносителю второго контура (Na). А тот, всвою очередь, отдаёт тепло рабочему телу(H2O) впарогенераторе.
Циркуляционныенасосы служат для движения теплоносителя в контурах схемы, а также для подачиохлаждающей воды в конденсатор из резервуара 8.
Такимобразом, принципиально АЭС отличаются от ТЭС только тем, что рабочее тело наних получает тепло в парогенераторе при сжигании ядерного топлива в ядерномреакторе, а не органического топлива в котлах, как это имеет место на ТЭС.
Многоконтурнаясхема АЭС обеспечивает радиационную безопасность и создаёт удобства дляобслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости оттипа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность дляиспользования в качестве рабочего тела в турбине.
Теплообменники АЭС.
Теплообменник атомныхэлектростанций имеют специфические конструктивные особенности и значительнобольшие удельные тепловые нагрузки по сравнению с теплообменниками обычныхэлектростанций. Уменьшение габаритов теплообменников реакторной установкипозволяет уменьшить размеры и вес биологической защиты, а следовательно, икапиталовложения в строительство АЭС.
Теплообменники, покоторым протекает радиоактивная и коррозирующая среда, выполняются изсравнительно дорогой нержавеющей стали. В целях экономии этой стали поверхностинагрева, трубные доски и корпуса теплообменников стремятся выполнять сминимальными толщинами, не допуская излишних запасов прочности, но обеспечиваянеобходимую надёжность длительной их работы.
Парогенераторнаяустановка состоит из горизонтальных парогенераторов насыщенного пара давлением32 а и 231о С.
Вода из реактора стемпературой 275оС подаётся в вертикальный коллектор диаметром 750 мм изкоторого распределяется по пакетам трубок, далее поступает к циркулярномунасосу контура охлаждения.
Трубные пакеты погруженыв водяной объём второго контура, заполняющая межтрубное пространство вода,испаряется, полученный пар проходит через паросепарирующие устройства и далеепоступает в сборный паропровод к турбине.
Поверхность нагревапарогенератора 1290 м2. Она состоит из двух коридорных пакетов по 975 трубокдиаметром 21 мм с толщиной стенок 1,5мм. Шаг трубок в пакете 36 мм. В трубномпакете имеется 5 вертикальных коридоров, улучшающих естественную циркуляцию.
Турбомашины АЭС.
На действующих, строящихи проектируемых атомных электростанциях применяются конденсационные паровыетурбины.
На АЭС свысокотемпературными реакторами применяются специальные типы турбин, работающихна насыщенном или слабо перегретом паре.
В корпусе турбины естьспециальные выточки для улавливания капельной влаги. Сепараторы капельнойвлаги могут выполняться центробежными и инерционными. Проходя по каналам двухходовоговинта в потоке пара, капли влаги центробежными силами отбрасываются на стенкикорпуса и стекают к дренажному отверстию.
При повороте потока парана 180о, при входе во внутреннею трубу сепаратора также развиваетсяцентробежная сила, отбрасывающая капли влаги вниз.
В сепараторахинерционного типа отделение капельной влаги от потока происходит при ударепотока о решётку полос.
Вспомогательноеоборудование.
Вспомогательноеоборудование АЭС газодувки, насосы, арматура, измерительные приборы имеютспецифические особенности, которые должны обеспечивать более высокуюнадежность обеспечивающие более длительный срок работы без профилактики.Обеспечивающие исключение утечки радиоактивного газа. Повышенную стойкость ккоррозии. Насосы безсальниковой конструкции, должны обеспечивать высокуюгерметичность.
Вся арматура выполняетсяс сильфонным уплотнением штока.
Вся измерительнаяаппаратура имеет так же свои конструктивные особенности, обеспечивающие болеевысокую точность и надёжность.
Компоновкаоборудования АЭС.
Основные требования ккомпоновке оборудования:
1.Простотатехнологической схемы обеспечивающая прямые и короткие трубопроводы, магистраливодяные и газовые. Трассы кабелей
2.Удобство и простотаобслуживания, удобный доступ ко всем агрегатам.
3.Хорошее освещение.
4. Компактноерасположение агрегатов
5. Вентиляцияобеспечивающая быстрое и захватывающие все объёмы здания.
6. Повышенная жёсткостьфундамента.
7. Должны бытьпредусмотрены транспортные передвижные устройства, обеспечивающие дезактивациюпомещений своим оборудованием и приспособлениями.
Вопросы техникибезопасности на АЭС.
Вопросам техникибезопасности на АЭС отводится крайне большое внимание. Безопасность персоналаАЭС и населения прилегающих к её территории районов обеспечивается системоймероприятий, предусматриваемых проектирование АЭС и выборе площадки для еёстроительства. Максимальная допустимая радиоактивность воды и степеньзагрязнения водоёмов регламентируются «Санитарными правилами перевозки,хранения, учёта и работы с радиоактивными веществами», утверждёнными Главнымсанинспектором России.
Этими правиламиустановлены временные пределы допустимых уровней излучения.
Система биологическойбезопасности и дозиметрического контроля АЭС, принятая для АЭС АН России строгоконтролируется вышестоящими органами.
Основными источниками радиоактивныхзагрязнений на АЭС являются вода контура охлаждения реактора и азот, заполняющийграфитовую кладку.
Активность выбрасываемоговоздуха в атмосферу определяется активностью аргона.
Жестко проверяется надопустимые дозы активности вода с её долгоживущими сухими остатками натрия,марганца, кальция и другими составляющими
Радиоактивный воздух изнадреактного пространства разбавляется в общей вентиляционной системе, покаактивность не упадёт до допустимой нормы.
Выбрасываемаярадиоактивная вода проходит обработку в специальном цехе, подвергаясь выдержке,разбавлению и очистке примесей включая выпаривание.
Сбрасываемая вода первогоконтура имеет малую активность и содержит короткоживущие изотопы. Онаподвергается выдержке и разбавлению. Время выдержки составляет 10-15суток. Заэтот период радиоактивность снижается до допустимой нормы питьевой воды испускается в канализацию. В частности в здании АЭС АН России имеется 28вентиляционных систем вентиляции воздуха из одного помещения в другое.
Особое внимание уделенопространству над реактором, откуда радиоактивный газ может проникать вреакторный зал. Воздух между кожухом реактора и водяной защитой невентилируется, так он является высоко радиоактивным и выброс его в атмосферучерез трубу не допустим, во избежания загрязнения окружающей среды.
Имеется система дозиметрическогоконтроля как стационарная, так и индивидуальная. Кроме этого, постоянно ведётсязабор воздуха из различных помещений с проверкой его на радиоактивность вотдельных лабораториях дозиметрического контроля. Весь работающий персоналимеет карманные фотокассеты и карманные дозиметры.
При ремонте иобслуживании оборудования, вводится регламентируемое время работы персонала. Приработе используются: пневмокостюмы, противогазы, перчатки, очки и другиесредства индивидуальной защиты.
Производитсяпредварительная дезактивация оборудования и мест намечаемых работ.
Для избежания выносарадиоактивности на спецодежде организуются спецсанпосты.
При выходе из зонырадиоактивности, персонал снимает защитную спецодежду, принимает душ ипереодевается в чистую одежду.
Использованная одеждаотдаётся в специальную прачечную или уничтожается.
Нарушения правилдозиметрического контроля может привести к непоправимым последствиям.
Мировая историяэксплуатации АЭС знает много примеров, которые имели место в странах Канады,США. Франции, Англии. Югославии. Свежи ещё события Чернобыльской аварии. Всеслучаи приводившее к тем или сложным, а зачастую и тяжёлым последствием былипричиной определённых не доработок, подчас халатности или игнорирования правилэксплуатации АЭС.
Литература.
1. Атомные энергетические станции…………………А.А. Канаев 1961 г.
2. Почти всё о цепномреакторе………………………… Л.Матвеев 1990 г.
3. Атомная энергетика…………………………… А.П.Александров 1978 г.
4. Энергия будущего……………………………………АИ.Проценко 1985 г.
5. Экономика электроэнергетики…………………… Фомина 2005 г.