Атомные электрические станции: технологическая схема получения электрической энергии. 
Достоинства, недостатки АЭС

Министерство образования Республики Беларусь Белорусский национальный технический университет Энергетический факультет Кафедра «Электрические станции»

РЕФЕРАТ

по дисциплине «Введение в инженерное образование»

«Атомные электрические станции:

технологическая схема получения электрической энергии. Достоинства, недостатки АЭС"

атомная электростанция реактор Студента группы 106 612Д. А. Кулявец Руководитель А. Г. Сапожникова Ответственный за нормоконтрольП. И. Климкович Минск 2012

СОДЕРЖАНИЕ Введение

1. Атомные электрические станции

2. Технологическая схема получения электрической энергии

3. Достоинства и недостатки

4. Проект атомной станции повышенной безопасности АЭС-92

5. Проект плавучей атомной электростанции в Северодвинске

Заключение

ВВЕДЕНИЕ

Научно-технический прогресс невозможен без развития энергетики. Для повышения производительности труда первостепенное значение имеет механизация и автоматизация производственных процессов, замена человеческого труда машинным. Но подавляющее большинство технических средств механизации и автоматизации (оборудование, приборы) имеет электрическую основу. Особенно широкое применение электрическая энергия получила для привода в действие электрических моторов. Мощность электрических машин различна: от долей ватта (микродвигатели, применяемые во многих отраслях техники и в бытовых изделиях) до огромных величин, превышающих миллион киловатт (генераторы электростанций).

Человечеству электроэнергия нужна, причем потребности в ней увеличиваются с каждым годом. Поэтому важно на сегодняшний день найти выгодные источники электроэнергии, причем выгодные не только с точки зрения дешевизны топлива, но и с точки зрения простоты конструкций, эксплуатации, дешевизны материалов, необходимых для постройки станции, долговечности станций.

Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

1. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Атомная электростанция (АЭС) — установка для производства энергии, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимым персоналом.

Во второй половине 40-х годов, ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы, советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 годе по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.

В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 МВт была пущена в СССР 27 июня 1954 года в городе Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике.

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:

— США;

— Франция;

— Япония;

— Россия;

— Корея;

— Германия.

2. ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА ПОЛУЧЕНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ На энергоблоках Ровненской АЭС установлены водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Энергоблоки с реактором типа ВВЭР имеют два контура, не сообщающихся между собой.

На рисунке (рисунок 1) показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в парогенератор, где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы, в которых вырабатывается электрический ток. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Рисунок 1 — Схема работы атомной электростанции на двухконтурном

водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) Первый контур включает:

— реактор;

— парогенератор;

— главные циркуляционные насосы;

— компенсатор объёма;

— главные запорные задвижки.

Всё оборудование первого контура установлено в герметических боксах. Теплоносителем и замедлителем нейтронов служит химически обессоленная вода.

Теплоноситель отводит тепло, выделяющееся при делении ядер урана в работающем реакторе, затем прокачивается через активную зону главными циркуляционными насосами и отдает тепло в парогенераторах воде второго контура.

Второй контур — нерадиоактивен, он включает:

— парогенераторы;

— паропроводы;

— паровые турбины;

— сепараторы-пароперегреватели;

— питательные трубопроводы с питательными насосами, деаэраторами и регенеративными подогревателями.

Активная зона реактора состоит из шестигранных тепловыделяющих сборок (кассет), которые собраны из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов).

ТВЭЛ представляет собой стержень из циркониевого сплава, заполненный топливными таблетками двуокиси урана.

Вода первого контура нагревается в реакторе до 3000 С, но не кипит, так как давление, которое поддерживается компенсаторами давления, составляет 12 МПа для ВВЭР-440 и 16 МПа для ВВЭР-1000.

Насыщенный пар, производимый в парогенераторах, подается на турбоустановку, приводящую в действие электрогенератор.

Компенсатор давления — технический сосуд под давлением со специальной конструкцией, обеспечивающей компенсацию изменения объёма воды в замкнутом контуре при её нагревании. Он является конструктивной особенностью двухконтурных реакторов с водой под давлением в качестве теплоносителя (в том числе тяжеловодных), использующихся на атомных станциях, атомных подводных лодках и судах, и рассматривается обычно в составе технологической системы, которая обеспечивает поддержание давления в первом контуре в стационарных режимах и ограничение отклонения давлений в переходных и аварийных режимах реакторной установки.

Компенсатор давления одновременно является системой обеспечения нужного давления и компенсации изменений объёма теплоносителя в первом контуре, поэтому имеет двоякое название — в технической документации и литературе он может называться как компенсатором давления, так и компенсатором объёма.

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема (рисунок 2) приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор — канальный, уран-графитовый (графитоводный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/. Теплоноситель — кипящая вода.

Рисунок 2 — Технологическая схема энергоблока с реактором ВВЭР-440

Реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией превышающей 105 эВ.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Градирня — устройство для охлаждения большого количества воды направленным потоком атмосферного воздуха. Иногда градирни называют также охладительными башнями.

В настоящее время градирни в основном применяются в системах оборотного водоснабжения для охлаждения теплообменных аппаратов (как правило, на тепловых электростанциях, ТЭЦ, АЭС). В гражданском строительстве градирни используются при кондиционировании воздуха, например, для охлаждения конденсаторов холодильных установок, охлаждения аварийных электрогенераторов. В промышленности градирни используются для охлаждения холодильных машин, машин-формовщиков пластмасс, при химической очистке веществ.

3. ДОСТОИНСТВА И НЕДОСТАТКИ Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива. Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще. Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду.

При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС. Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным ТЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого Коэффициента полезного действия (КПД) — не более 35%, однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и др.). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с Газотурбинной установкой (ГТУ), в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД.

Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство АЭС по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000;х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за 1 кВт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200, на газе — 950 $). Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за кВт (на 35% выше, чем для угольных, на 45% - газовых ТЭС).

Главный недостаток АЭС — тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуляционного контура реактора).

26 апреля 1986 года — произошла масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Разрушение носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, и в окружающую среду было выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС.

Авария на АЭС Фукусима-1 — крупная радиационная авария, произошедшая 11 марта 2011 года в результате сильнейшего землетрясения в Японии и последовавшего за ним цунами. Землетрясение и удар цунами вывели из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии.

Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20% от стоимости их строительства.

Несмотря на указанные недостатки, атомная энергия представляется самой перспективной. Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, солнца, геотермальных источников и др. на данный момент отличаются невысоким уровнем добываемой энергии и её низкой концентрацией. К тому же данные виды получения энергии несут в себе собственные риски для экологии и туризма («грязное» производство фотоэлектрических элементов, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн).

4. ПРОЕКТ АТОМНОЙ СТАНЦИИ ПОВЫШЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС-92

Проект создавался в рамках государственной программы «Экологически чистая энергетика». В нем были учтены отечественный опыт создания и эксплуатации предыдущего образца реакторной установки на Запорожской, Балаковской, Южно-Украинской и Калининской АЭС и последние мировые достижения в области проектирования и эксплуатации АЭС. Принятые технические решения позволяют по международной классификации отнести АЭС-92 к атомным станциям III-го поколения. Это означает, что такая АЭС обладает наиболее совершенной технологией по обеспечению безопасности применительно к современным эволюционным реакторам легководного типа. При разработке проекта атомной электростанции проектировщики ориентировались на максимальное снижение роли человеческого фактора.

Реализация такой концепции осуществлялась по двум направлениям. Во-первых, в проект включены пассивные системы безопасности. Под этим термином понимаются системы, работающие практически без подвода энергии извне и не требующие вмешательства оператора. Во-вторых, была принята концепция двойного назначения активных систем безопасности, что значительно уменьшает вероятность необнаруженных отказов.

Главное достоинство проекта АЭС-92 состоит в том, что основные функции безопасности выполняются независимо друг от друга двумя различными по принципу работы системами. Наличие двойной защитной оболочки в случае необходимости предотвращает выход наружу радиоактивных продуктов и обеспечивает защиту реактора от таких внешний воздействий, как взрывная волна или падение самолета. Все это повышает уровень безопасности АЭС.

5. ПРОЕКТ ПЛАВУЧЕЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В СЕВЕРОДВИНСКЕ Проект первой в мире плавучей атомной электростанции (ПАЭС) стартовал. Россия начала строительство ПАЭС в Северодвинске на судостроительном заводе компании «Севмаша» — единственной в стране, способной выполнить такую задачу. ПАЭС будет носить имя Михаила Ломоносова. Планируется создать флотилию из семи плавучих атомных станций для обеспечения электроэнергией и пресной водой северных районов России и островных государств Тихоокеанского региона, а также еще дюжины стран, ранее проявивших интерес к идее российских атомщиков.

Первый блок будет своего рода пилотным проектом. Он заложен на основе реактора малой мощности, что, впрочем, не помешает ему обеспечить энергией весь «Севмаш» и, сверх того, удовлетворить спрос ряда зарубежных компаний. Реакторные установки поручено изготовить опытному конструкторскому бюро машиностроения имени Африкантова, финансирование проекта на 80% осуществит Росатом, остальное берет на себя «Севмаш».

Стоимость всего проекта условно обозначается на уровне 200 миллионов $, притом, что срок окупаемости АЭС, по прогнозам экспертов, составит не более семи лет. Для того чтобы представить себе масштабы затрат, достаточно привести несколько цифр, характеризующих разные измерения финансового пространства, в котором реализуется проект. В 2007 году на строительство ПАЭС было выделено 2 миллиарда 609 миллионов рублей. Первый блок планируется запустить не позже чем через 3−8 года. Каждая станция сможет работать 12−15 лет без перезагрузки топлива. Услугами мобильной «подзарядки» будут не прочь попользоваться как минимум 12 стран, в той или иной степени испытывающих дефицит электроэнергии.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Анализ тенденций мирового энергопроизводства показывает, что ядерная энергетика призвана занять место одного из главных источников энергии в этом столетии.

Ядерная энергетика не влияет на изменение климата Земли, так как реакторы не вырабатывают углекислый газ. Однако, если атомных электростанций станет слишком много, то всемирные запасы дешевой руды урана будут исчерпаны в течение нескольких десятилетий.

Сложность и потенциальная опасность ядерных технологий требуют значительных усилий для их разработки и внедрения, а также высокой готовности потребителей к их использованию. Все это делает инерционным процесс развития ядерной технологии, возникает необходимость повышенного, в сравнении с обычной техникой, внимания государственных структур. Государственные структуры должны взять на себя ответственность за своевременную разработку и внедрение инноваций в эту сферу энергетического производства. В сферу международной ответственности входит непосредственный анализ и отбор того, что необходимо делать, обеспечение соответствующих научных и технических разработок, стимулирование коммерческих промышленных структур к реализации инновационных технологий, а также подготовка конкретных пользователей (стран и структур) к работе с ядерными технологиями. В связи с этим, оценивая предстоящие этапы развития ядерной энергетики, можно уверенно прогнозировать сочетание эволюционного улучшения отработанных и успешно реализуемых технических подходов с постепенной разработкой и освоением новых технологических решений, соответствующих требованиям ядерной энергетики будущего этапа.