Конструктивные особенности и принцип действия атомных станций

Конструктивные особенности и принцип действия атомных станций

Содержание Введение АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами с водой под давлением АЭС с водо-графитовыми канальными кипящими энергетическими реакторами АЭС, АТЭЦ и ACT с водо-водяными корпусными кипящими реакторами АЭС с газо-охлаждаемыми энергетическими реакторами АЭС с реакторами на быстрых нейтронах Заключение Список использованной литературы

Введение

Ядерная энергия находит применение во многих областях народного хозяйства: на атомных электростанциях (АЭС), в судовых ядерных энергетических установках, при опреснении морской воды; внедряется она в различные области промышленности, сельское хозяйство, медицину и т. п.

Можно выделить два основных направления использования ядерной энергии в мирных целях:

в ядерных теплоэнергетических установках;

в приборах и установках, использующих радиоактивные изотопы, меченые атомы и ионизирующее излучение для исследовательских, производственных, технологических и учебных целей.

При использовании ядерной энергии в теплоэнергетических установках в реакторах из ядерного топлива получают энергию в форме теплоты. Эта теплота применяется в настоящее время для выработки электричества на АЭС, электричества и теплоты на атомных теплоцентралях (АТЭЦ) и низкопотенциальной теплоты на атомных станциях теплоснабжения (ACT), а также используется в судовых энергетических установках. Нигматилиун И. Н., Нигматулин Б. И. Ядерные энергетические установки. — М., 1986

Основным агрегатом ядерной энергетической установки (ЯЭУ) является ядерный энергетический реактор, в котором осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления, при этом ядерная энергия отбирается из ядерного топлива в форме теплоты теплоносителем (водой, жидкими металлами, газом, органической жидкостью) и передается рабочему телу (водяному пару); далее эту энергию по той же схеме, что и в обычных тепловых электростанциях (ТЭС), превращают в электрическую или используют для производства теплоты для отопления или промышленных целей.

Увеличение единичной мощности реактора, унификация оборудования, совершенствование топливного цикла, частичная перегрузка топлива без остановки реактора, улучшение конструкции и качества изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов) и всей активной зоны, увеличение глубины выгорания топлива и повышение коэффициента воспроизводства, размещение всего радиоактивного контура в специальной камере, сооруженной из предварительн напряженного железобетона, и многие другие усовершенствования способствуют снижению стоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, повышению надежности и безопасности эксплуатации АЭС при соблюдении жестких требований ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ и защиты окружающей среды от ионизирующего излучения. Отметим, что в настоящее время АЭС являются наиболее «чистыми» источниками энергии, они не потребляют атмосферного кислорода, их активные выбросы ничтожно малы.

АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ РЕАКТОРАМИ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ атомная электростанция реактор Общие сведения. В реакторе типа ВВЭР обычная некипящая вода одновременно является теплоносителем и замедлителем и находится под высоким давлением (7—16 МПа). Такой реактор может работать только в системе двухконтурной ЯЭУ. Высокое давление теплоносителя вынуждает помещать активную зону реактора внутри массивного толстостенного стального корпуса, который может изготовляться только на специализированных заводах.

В нашей стране в г. Волгодонске специально построен один из крупнейших в мире завод атомного машиностроения («Атоммаш») по изготовлению корпусов и оборудования для ЯЭУ с реакторами типа ВВЭР. Для этих же целей проведена реконструкция некоторых заводов.

Реакторы типа ВВЭР наиболее освоены в производстве и эксплуатации. По своим габаритным размерам ЯЭУ с реактором типа ВВЭР получаются компактными и конструкционно относительно простыми. Реакторы такого типа обладают высокой удельной мощностью, поэтому они получили распространение не только на АЭС, но и в судовых ЯЭУ.

В России первый энергетический реактор этого типа ВВЭР-210 (3X70) тепловой мощностью 760 МВт пущен в сентябре 1964 г. на Нововоронежской АЭС (I блок НВАЭС). Следующим был введен в эксплуатацию реактор ВВЭР-365 в 1969 г. (II блок НВАЭС). С использованием опыта создания I и II блоков НВАЭС был разработан серийный реактор ВВЭР-4 40 (2X220) тепловой мощностью 1375 МВт.

Начиная с 1971 г. реакторы этой сери успешно эксплуатируются на III и IV блоках НВАЭС, на Кольской, Армянской и Ровенской АЭС. Они были построены или строятся с помощью России и для АЭС за рубежом (Болгария— «Козлодуй», Венгрия — «Пакш», Финляндия — «Ловиса»; такие реакторы устанавливаются также на АЭС в Польше, Кубе). Дальнейшее развитие в нашей стране реакторы этого типа получили в серийном реакторе. Стреман Л. С., Шарков А. Т., Тевлин С. А. Тепловые и атомные электростанции. — М., 1984

В ВЭР-1 00 0 (2X500 или IX XI000) тепловой мощностью 3000 МВт. Головной реактор этой серии был пущен на Нововоронежской АЭС в 1980 г. — V блок НВАЭС, имеющий два турбогенератора мощностью по 500 МВт (серийный энергоблок с реактором ВВЭР-1000 имеет один турбогенератор мощностью 1000 МВт).

За рубежом также проводится стандартизация и начато широкое внедрение на АЭС серийных реакторов типа ВВЭР большой тепловой мощностью.

Технологическая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР. Рассмотрим принципиальную технологическую схему энергоблока АЭС с реактором ВВЭР на примере ЯЭУ с реактором ВВЭР-440 (рис. 4.5); у других ЯЭУ с реакторами этого типа, например с реактором ВВЭР-1000, принципиальных отличий нет.

АЭС С ВОДО-ГРАФИТОВЫМИ КАНАЛЬНЫМИ КИПЯЩИМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ РЕАКТОРАМИ В водографитовом канальном реакторе теплоносителем является кипящая вода, а замедлителем графит. Теплоноситель циркулирует в трубных технологических каналах, стенки которых воспринимают полное давление теплоносителя.

Отсутствие в канальных реакторах массивного дорогостоящего стального корпуса расширяет возможности сооружения реакторов большой мощности, что позволяет привлечь к их производству промышленность, не связанную с изготовлением крупных корпусов. Технологические схемы канальных реакторов с графитовым замедлителем получаются, однако, более разветвленными по сравнению со схемами реакторов типа ВВЭР.

Наибольшее развитие водографитовые канальные энергетические реакторы получили в нашей стране, начиная с реактора Первой АЭС (электрической мощностью 5 МВт), пущенной в 1954 г. Следующим этапом развития реакторов этого типа был пуск Белоярской АЭС суммарной электрической мощностью 300 МВт.

Первый блок этой станции электрической мощностью 100 МВт (тепловой мощностью 280 МВт) был пущен в 1964 г., второй блок электрической мощностью 200 МВт (тепловой мощностью 530 МВт) вступил в строй в 1967 г. В этих реакторах впервые была продемонстрирована возможность ядерного перегрева пара в промышленных масштабах. Ядерные энергетические установки//Под общ. Ред. Н. А. Доллежаля. — М., 1983

Дальнейшее развитие водографитовые энергетические реакторы получили в серийном реакторе РБМК-Ю00 (реактор большой мощности, кипящий) тепловой мощностью 3200 МВт. Головной реактор из этой серии был пущен на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС) в 1973 г. В настоящее время эти реакторы успешно работают на Ленинградской АЭС (4 блока), Курской АЭС (3 блока), Чернобыльской АЭС (3 блока), Смоленской АЭС (1 блок).

В 1983 г. вошла в строй первая очередь Игналинской АЭС с более мощными реакторами РБМК-1500 (тепловая мощность реактора 4800 МВт), на которой устанавливаются два турбогенератора мощностью по 750 МВт. На этой станции будет смонтировано 4 энергоблока с реакторами РБМК-1500, общая электрическая мощность всей станции составит 6 млн. кВт. Основные технические характеристики энергоблоков с реакторами РБМК-ЮОО и РБМК-1500.

Следует отметить также возможность водографитовых канальных кипящих реакторов работать в режиме АТЭЦ, которая впервые была осуществлена на Билибинской АЭС в 1974 г. Тепловая мощность каждого из четырех реакторов этой станции равна 62 МВт, электрическая мощность составляет 12 МВт при одновременном отборе теплоты до 29 МВт.

АЭС, АТЭЦ и ACT С ВОДО-ВОДЯНЫМИ КОРПУСНЫМИ КИПЯЩИМИ РЕАКТОРАМИ В водо-водяном корпусном кипящем реакторе (ВК) теплоносителем и замедлителем, также как и в реакторе типа ВВЭР, является обычная вода. В отличие от ВВЭР теплоноситель подогревается до температуры насыщения уже на начальном (экономайзерном) участке активной зоны, а далее имеет место объемное кипение.

На выходе из активной зоны массовое расходное паросодержание пароводяной смеси может достигать 10—20%. По конструкции, спектру нейтронов и материалам, используемым в активной зоне, реактор типа ВК мало отличается от реактора типа ВВЭР. Мерей Р. Атомная энергетика. — М., 1981

Важным преимуществом реакторов типа ВК по сравнению с ВВЭР является возможность работы в системе одноконтурной ЯЭУ, когда пар, пройдя несколько ступеней сепарации, обычно устанавливаемых непосредственно в корпусе реактора, подается сразу в турбину.

В результате по сравнению с двухконтурной ЯЭУ уменьшаются капитальные затраты на сооружение, так как упраздняется некоторая часть дорогостоящего оборудования (ПГ, система циркуляционных трубопроводов, арматура и др.). Однако из-за их радиоактивного загрязнения (так же как в ЯЭУ с реакторами типа РБМК) усложняются эксплуатация и ремонт оборудования машинного зала.

Рабочее давление теплоносителя в реакторе ВК составляет около 7 МПа, что объясняется технико-экономическими соображениями. Реакторы типа ВК могут работать либо при естественной, либо при принудительной циркуляции теплоносителя.

В настоящее время реакторы типа ВК с принудительной циркуляцией достаточно широко используются за рубежом (США, ФРГ, Япония). В 1980 г. в этих странах число энергоблоков с реакторами типа ВК составляло около 1/3 общего числа энергоблоков с реакторами ВВЭР и ВК. В нашей стране реакторы типа ВК для производства электроэнергии на АЭС не получили широкого распространения.

В 1965 г. в Димитровграде был пущен в опытно-промышленную эксплуатацию энергоблок с реактором ВК-50 тепловой мощностью 150—250 МВт (электрической мощностью 50 МВт), работающий на естественной циркуляции теплоносителя внутри корпуса.

Опыт эксплуатации реакторов ВК показывает, что ЯЭУ с реактором этого типа выгоднее применять на АТЭЦ и ACT. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М., 1984

Использование ЯЭУ для целей теплофикации. В настоящее время в нашей стране в общем энергобалансе потребления доля тепловой энергии составляет около 75, а электроэнергией менее 25%. При этом на долю централизованного теплоснабжения расходуется 20% органического топлива, в основном наиболее дефицитного газомазутного.

Поэтому применение ЯЭУ в качестве мощных источников тепловой энергии для нужд централизованного теплоснабжения позволит значительно сократить расход нефте-газопродуктов, сжигаемых на ТЭЦ и в котельных, при практически полном отсутствии загрязнения воздушного бассейна.

По технико-экономическим оценкам ядерные источники теплоты целесообразно строить в европейской части страны, в первую очередь для теплоснабжения крупных городов.

Для этого можно использовать как теплоту, отбираемую от турбин АЭС, так и одноцелевые специализированные отопительные котельные на ядерном топливе (ACT).

При этом экономически более эффективной является комбинированная выработка теплоты и электроэнергии. В районах, где потребность в теплоте значительно превышает потребность в электроэнергии, выгодно строить ACT. Для АТЭЦ могут быть использованы ЯЭУ с уже освоенными типами реакторов, например ВВЭР и РБМК.

На первых АТЭЦ, например на строящейся Одесской АТЭЦ, принято решение использовать ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000 с двумя теплофикационно-конденсационными турбинами ТК-500−60/3000 и отборами теплоты от каждого блока. Мерей Р. Атомная энергетика. — М., 1981

АТЭЦ должны располагаться вблизи крупных городов, однако исходя из требований по обеспечению безопасности их приходится строить 10—на расстояниях не менее 25 км от границы городской застройки, что вызывает дополнительные затраты на сооружение дорогостоящих теплотрасс.

Перспективным является создание АТЭЦ с реакторами типа ВК с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусе из предварительно напряженного железобетона. Внутри корпуса находятся ПГ, сепаратор и компенсатор давления (интегральная компоновка), что существенно повышает безопасность установки и позволяет располагать такую АТЭЦ значительно ближе к городской черте. Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. — М., 1984.

В настоящее время в первую очередь предполагается использование реакторов типа ВК также с интегральной компоновкой и естественной циркуляцией теплоносителя для ACT, предназначенных для отпуска низкопотенциальной теплоты на отопление в виде горячей воды с температурой не выше 150 °C.

Для ACT потребовалась разработка специального реактора с низкими параметрами, что позволило резко удешевить и упростить его конструкцию. ACT для удобства теплоснабжения должны быть размещены вблизи или в пределах городской черты. Близость ACT к потребителям определяется высокой безопасностью этих станций. Она обеспечивается достаточно приемлемыми средствами благодаря низким параметрам теплоносителя в первом контуре.

Следует также отметить, что для ACT по сравнению о АЭС и АТЭЦ требуются минимальные площади застройки и не нужны большие расходы технической воды, необходимые для охлаждения конденсаторов турбин. В нашей стране начато сооружение двух головных ACT: под г. Горьким и г. Воронежем (на расстоянии 1,5—2 км от городской черты).

Общая мощность станции, состоящей из двух энергоблоков АСТ-500 с водо-водяными корпусными реакторами тепловой мощностью 500 МВт (430 Гкал/ч), равна 1000 МВт.

АЭС С ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ РЕАКТОРАМИ В ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами замедлителем и отражателем является графит, а теплоносителем — газ (обычно углекислый газ или гелий).

Основные достоинства и недостатки газоохлаждаемых реакторов связаны со свойствами газообразных теплоносителей.

На начальном этапе развития АЭС в Великобритании и Франции широкое распространение получили двухконтурные ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами. При этом использовались газо-графитовые корпусные реакторы с углекислым газом в качестве теплоносителя и твэлами из природного урана в оболочке из сплава магния — магнокса.

Поэтому такие реакторы называют еще магноксовыми. В них на выходе из активной зоны температура СО₂ достигает 410 °C. Для реактора этого типа была разработана технология изготовления корпусов высокого давления из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ), что важно для развития различных типов корпусных реакторов.

Следующим этапом в развитии АЭС с газоохлаждаемыми реакторами явились разработанные в Великобритании усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы (Advanced Gascooled Reactor — AGR), в которых в качестве топлива вместо естественного металлического урана используется обогащенный диоксид урана UO₂, a магноксовые оболочки твэлов заменены оболочками из нержавеющей стали.

Повышение температуры СО₂ выше 650—700 °С вызывает интенсивную коррозию оболочек твэлов, элементов циркуляционного контура и ПГ. Поэтому в настоящее время работы по совершенствованию реакторов AGR прекращены.

Во Франции сейчас проводится широкое строительство АЭС с реакторами типа ВВЭР, в Великобритании аналогичная программа строительства находится в стадии обсуждения. Нигматилиун И. Н., Нигматулин Б. И. Ядерные энергетические установки. — М., 1986

Важное преимущество газоохлаждаемого реактора — возможность получения на выходе из него высокой температуры теплоносителя (до 1000 °C и выше) независимо от давления в реакторе. Такая высокотемпературная теплота требуется для многих технологических процессов, например для газификации и коксования угля, конверсии метана в смесь Н₂+СО, которая может быть использована для прямого восстановления железа из руды, производства аммиака, синтетического газа и т. д.

На эти нужды тратится более 15% органического топлива. Поэтому в настоящее время все большее внимание уделяется созданию ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами, где получают высокотемпературную теплоту. Для таких ЯЭУ наиболее подходящими оказались высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, (ВТГР) с графитовым замедлителем и гелиевым теплоносителем, который по сравнению с другими газовыми теплоносителями обладает существенными достоинствами, особенно при высоких температурах.

Топливом служит смесь высокообогащенного урана в виде окисного или карбидного соединения. Широкое внедрение реакторов типа ВТГР связывается также с развитием ядерно-водородной энергетики, предусматривающей крупномасштабное производство электроэнергии и водорода. При этом водород сам является высококачественным топливом и ценным химическим сырьем.

Основной недостаток газоохлаждаемых реакторов — низкая удельная мощность активной зоны (до 10 МВт/м²), что на порядок меньше мощности реакторов типа ВВЭР. Это связано с тем, что газовые теплоносители имеют невысокие теплопередающие свойства.

Использование химически инертного гелия снимает проблему коррозии в активной зоне и во всем первом контуре. Кроме того, по возможному радиационному воздействию на окружающую среду ВТГР является наиболее безопасным типом реактора, поскольку оборудование первого контура заключается в корпусе из ПНЖБ, а высокая теплоемкость большой массы графита обеспечивает достаточно медленное и контролируемое изменение температуры активной зоны. Ядерные энергетические установки//Под общ. Ред. Н. А. Доллежаля. — М., 1983

АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Впервые идея создания реакторов на быстрых нейтронах для осуществления расширенного воспроизводства ядерного топлива была выдвинута советским ученым А. И. Лейпунским в конце 40-х годов. Применение таких реакторов на АЭС позволяет полностью вовлечь в цикл энергетического использования добываевый уран.

Среди различных вариантов реакторов-размножителей наибольшее распространение получил реактор корпусного типа на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Использование натрия в качестве теплоносителя обусловлено его относительно хорошими физическими свойствами и низкой стоимостью. ЯЭУ с реакторами типа БН имеют трехконтурную схему.

В корпусе реактора размещаются активная зона, зона воспроизводства, хранилище, система перегрузки, привода и механизмы СУЗ и других агрегатов, нейтронная и тепловая защита и т. д. В нем удерживается теплоноситель и организуется циркуляция натрия через активную зону.

Толщина стенок корпуса невелика, поскольку давление теплоносителя небольшое и корпус нагружен главным образом весом теплоносителя. Конструкция корпуса зависит от схемы компоновки оборудования первого контура.

Применяются петлевая и интегральная схемы компоновки. Нигматилиун И. Н., Нигматулин Б. И. Ядерные энергетические установки. — М., 1986 При петлевой компоновке в реакторах типа БН так же, как в реакторах типа ВВЭР, имеется несколько автономных циркуляционных петель, вынесенных за пределы корпуса реактора, каждая из которых состоит из ГЦН, промежуточного теплообменника и другого оборудования, соединенных с корпусом реактора трубопроводами.

В этом случае каждую петлю можно размещать в отдельном бетонном боксе. Отсюда имеется возможность ремонтировать и заменять оборудование на каждой петле после ее отключения от общего контура и дренирования.

При интегральной компоновке ГЦН и теплообменники заключены в кожухи, направляющие поток теплоносителя, и помещены вместе с активной зоной и общем корпусе, заполненном натрием.

При такой компоновке повышается надежность охлаждения активной зоны в аварийных режимах, облегчается отвод остаточного тепловыделения из-за высокой теплоемкости оборудования и жидкого металла в корпусе.

В Советском Союзе первая экспериментальная АЭС с реактором на быстрых нейтронах — БОР-60 тепловой мощностью 60 МВт с натриевым теплоносителем начала работать в 1969 г. в Димитровграде.

Опыт эксплуатации реактора БОР-60 и широкий комплекс работ, проведенных на нем, позволили разработать реактор БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт, который был введен в строй в 1973 г. на АЭС в г. Шевченко.

Она имеет электрическую мощность 350 МВт, из которых 150 МВт — собственно мощность вырабатываемой электроэнергии, остальные 200 МВт идут на опреснение морской воды (1,2−10⁵ т в сутки пресной воды).

Таким образом, АЭС с реактором БН-350 имеет трехцелевое назначение: производство электроэнергии, выработку пресной воды и получение вторичного ядерного топлива ²³⁹Ри.

Следующим реактором на быстрых нейтронах был БН-600 тепловой мощностью 1470 МВт, который был установлен в 1980 г. на III блоке Белоярской АЭС. На пути освоения реакторов типа БН имеется еще ряд сложных технических проблем.

Они обусловлены высокой энергонапряженностью активной зоны, необходимостью глубокого выгорания топлива, обеспечением стойкости твэлов при длительной работе реактора, сложностью и дорогостоящей технологией работы с натриевым теплоносителем. Однако накопленный опыт работы энергоблоков АЭС с реактором данного типа показывает, что эти проблемы разрешимы.

В настоящее время затраты на выработку электроэнергии на АЭС с реактором типа БН значительно выше, чем с ВВЭР и РБМК. Это объясняется в первую очередь более высокими капитальными затратами. В настоящее время разработан проект еще более мощного реактора БН-1600. Мерей Р. Атомная энергетика. — М., 1981

За рубежом также построено или строится несколько опытно-промышленных энергоблоков АЭС с реакторами типа БН двухцелевого назначения — для производства электроэнергии и плутония.

Заключение

Ядерная энергетическая установка представляет собой комплекс аппаратов, систем, устройств и механизмов, предназначенных для преобразования ядерной энергии, освобождающейся в результате сжигания ядерного топлива, в электрическую, механическую или тепловую энергию.

ЯЭУ состоит из двух частей: реакторной установки, в которой в результате деления делящихся нуклидов в ядерном топливе выделяется теплота и передается рабочему телу (веществу, совершающему работу, преобразующую теплоту в механическую энергию), и турбинной установки (турбогенератора), в которой тепловая энергия рабочего тела превращается в механическую (и электрическую).

В зависимости от вида рабочего тела (водяной пар или газ) турбинная установка называется паротурбинной (ПТУ) или газотурбинной (ГТУ).

На АЭС рабочим телом является только водяной пар (газотурбинные установки пока не нашли распространения на АЭС). Реакторную установку, предназначенную для получения водяного пара в качестве рабочего тела, называют ядерной паропроизводящей установкой (ЯППУ).

В общем случае ЯППУ включает в себя ядерный энергетический реактор d системой управления и защиты и первичной биологической защитой, контур циркуляции теплоносителя вместе со своим оборудованием и ГЦН, парогенераторы (ПГ) и вспомогательные системы и устройства, а также вторичную биологическую защиту В настоящее время ЯЭУ используются главным образом на конденсационных АЭС и в качестве судовых энергетических установок. В последнее время начато практическое использование ЯЭУ на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), где выработка электроэнергии сочетается с выработкой теплоты для нужд теплофикации, и на ACT, где производится только низкопотенциальная теплота для отопления.

Важным перспективным направлением использования ЯЭУ является применение ЯЭУ с высокотемпературным газоохлаждаемым ядерным реактором для производства высокотемпературной теплоты.

1. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М., 1984. — 280 с.

2. Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. — М., 1984. — 304 с.

3. Мерей Р. Атомная энергетика. — М., 1981. — 280 с.

4. Нигматилиун И. Н., Нигматулин Б. И. Ядерные энергетические установки. — М., 1986. — 168 с.

5. Стреман Л. С., Шарков А. Т., Тевлин С. А. Тепловые и атомные электростанции. — М., 1984. — 456 с.

6. Ядерные энергетические установки//Под общ. Ред. Н. А. Доллежаля. — М., 1983. — 504 с.