Атомная электростанция определение. АЭС: принцип работы и устройство
Атомные электростанции
Атомные электростанции представляют собой, ядерные установки производящие энергию, соблюдая при этом заданные режимы при определённых условиях. Для этих целей используется определённая проектом территория, где для выполнения поставленных задач используют ядерные реакторы в комплексе с необходимыми системами, устройствами, оборудованием и сооружениями. Для выполнения целевых задач привлекается специализированный персонал.
Все атомные электростанции России
История атомной энергетики у нас в стране и за рубежом
Вторая половина 40 –х гг., ознаменовалась началом работ по созданию первого проекта, предполагающего использование мирного атома для генерации электроэнергии. В 1948 году, И.В. Курчатов, руководствуясь заданием партии и советского правительства, внёс предложение о начале работ по практическому использованию атомной энергии, для вырабатывания электроэнергии.
Спустя два года, в 1950г., неподалёку от посёлка Обнинское, расположенного в Калужской области, был дан старт строительству первой на планете АЭС. Запуск первой в мире промышленной атомной электростанции, мощность которой, составляла 5МВт, состоялся 27.06.1954г. Советский Союз стал первой в мире державой, которой удалось применить атом в мирных целях. Станция была открыта в получившем к тому времени статус города, Обнинске.
Но советские учёные не остановились на достигнутом, ими были продолжены работы в этом направлении, в частности всего четыре года спустя в 1958г., была начата эксплуатация первой очереди Сибирской АЭС. Её мощность в разы превосходила станцию в Обнинске и составляла 100МВт. Но для отечественных учёных и это, не было пределом, по завершению всех работ, проектная мощность станции составила 600МВт.
На просторах Советского Союза, строительство АЭС, приняло по тем временам, массовые масштабы. В том же году, была развёрнута стройка Белоярской АЭС, первая очередь которой, уже в апреле 1964 году снабдила первым потребителей. География строительства атомных станций, опутала своей сетью всю страну, в этом же году запустили первый блок АЭС в Воронеже, его мощность равнялась 210МВт, второй блок запущенный пять лет спустя в 1969 году, мог похвастаться мощностью в 365МВт. бум строительства АЭС, не стихал на протяжении всей советской эпохи. Новые станции, или дополнительные блоки уже построенных, запускались с периодичностью в несколько лет. Так, уже в 1973 году, собственную АЭС, получил Ленинград.
Однако Советская держава не была единственной в мире, кому было под силу осваивать такие проекты. В Великобритании, также не дремали и, понимая перспективность данного направления, активно изучали этот вопрос. Спустя всего два года, поле открытия станции в Обнинске, англичане запустили собственный проект по освоению мирного атома. В 1956г, городке Колдер – Холл британцами была запущенная своя станция, мощность которой, превышала советский аналог и составляла 46МВт. Не отставали и на другом берегу Атлантики, год спустя американцы торжественно запустили в эксплуатацию станцию в Шиппингпорте. Мощность объекта составила 60МВт.
Однако освоение мирного атома таило в себе скрытые угрозы, о которых вскоре узнал весь мир. Первой ласточкой стала крупная авария в Три – Майл – Айленд произошедшая в 1979г., ну а вслед за ней произошла катастрофа поразившая весь мир, в Советском Союзе, в небольшом городе Чернобыле произошла крупномасштабная катастрофа, это случилось в 1986году. Последствия трагедии были невосполнимы, но кроме этого, данный факт, заставил задуматься весь мир о целесообразности использования ядерной энергии в мирных целях.
Мировые светила в данной отрасли, всерьёз задумались о повышении безопасности ядерных объектов. Итогом стало проведение учредительной ассамблеи, которая была организована 15.05.1989г в советской столице. На ассамблее приняли решение о создании Всемирной ассоциации, в которую должны войти все операторы атомных электростанций, её общепризнанной аббревиатурой является WANO. В ходе реализации своих программ, организация планомерно следит за повышением уровня безопасности атомных станций в мире. Однако, несмотря на все приложенные усилия, даже самые современные и на первый взгляд кажущиеся безопасными объёкты, не выдерживают натиска стихий. Именно по причине эндогенной катастрофы, которая проявилась в форме землетрясения и последовавшего за ним цунами в 2011 году произошла авария на станции Фукусима – 1.
Атомный блэкаут
Классификация АЭС
Атомные станции классифицируются по двум признакам, по виду энергии которую они выпускают и по типу реакторов. В зависимости от типа реактора определяется количество вырабатываемой энергии, уровень безопасности, а также то, какое именно сырьё применяется на станции.
По типу энергии, которую производят станции, они делятся на два вида:
Атомные электростанции. Их основной функцией является выработка электрической энергии.
Атомные теплоэлектростанции. За счёт установленных там теплофикационных установок, использующих тепловые потери, которые неизбежны на станции, становится возможен нагрев сетевой воды. Таким образом, данные станции помимо электроэнергии вырабатывают тепловую энергию.
Исследовав множество вариантов, учёные пришли к выводу, что наиболее рациональными являются три их разновидности, которые в настоящее время и применяются во всём мире. Они отличаются по ряду признаков:
- Используемое топливо;
- Применяемые теплоносители;
- Активные зоны, эксплуатируемые для поддержания необходимой температуры;
- Тип замедлителей, определяющий снижение скорости нейтронов, которые выделяются при распаде и так необходимые, для поддержки цепной реакции.
Самым распространённым типом, является реактор, использующий в качестве топлива обогащённый уран. В качестве теплоносителя и замедлителя здесь используется обыкновенная или лёгкая вода. Такие реакторы называют лёгководными, их известно две разновидности. В первом, пар служащий для вращения турбин, образуется в активной зоне, называемой кипящим реактором. Во втором, образование пара происходит во внешнем контуре, который связан с первым контуром посредством теплообменников и парогенераторов. Данный реактор, начали разрабатывать в пятидесятых годах прошлого столетия, основой для них, были армейские программы США. Параллельно, примерно в эти же сроки, в Союзе разработали кипящий реактор, в качестве замедлителя у которого, выступал графитовый стержень.
Именно тип реактора с замедлителем данного типа и нашёл применение на практике. Речь идёт о газоохлаждаемом реакторе. Его история началась в конце сороковых, начале пятидесятых годов XX века, первоначально разработки данного типа использовались при производстве ядерного оружия. В связи с этим, для него подходят два вида топлива, это оружейный плутоний и природный уран.
Последним проектом, которому сопутствовал коммерческий успех, стал реактор, где в качестве теплоносителя применяется тяжёлая вода, в качестве топлива используется уже хорошо нам знакомый природный уран. Первоначально, такие реакторы проектировали несколько стран, но в итоге их производство сосредоточилось в Канаде, чему служит причиной, наличие в этой стране массовых залежей урана.
Ториевые АЭС -- энергетика будущего?
История совершенствования типов ядерных реакторов
Реактор первой на планете АЭС, представлял собой весьма разумную и жизнеспособную конструкцию, что и было доказано в ходе многолетней и безупречной работы станции. Среди его составных элементов выделяли:
- боковую водную защиту;
- кожух кладки;
- верхнее перекрытие;
- сборный коллектор;
- топливный канал;
- верхнюю плиту;
- графитовую кладку;
- нижнюю плиту;
- распределительный коллектор.
Основным конструкционным материалом для оболочек ТВЭЛ и технологических каналов была избрана нержавеющая сталь, на тот момент, не было известно о циркониевых сплавах, которые могли бы, подходить по свойствам для работы с температурой 300°С. Охлаждение такого реактора осуществлялось водой, при этом давление под которым она подавалась, составляло 100ат. При этом выделялся пар с температурой 280°С, что является вполне умеренным параметром.
Каналы ядерного реактора были сконструированы таким образом, чтобы была возможность их полностью заменить. Это связано с ограничением ресурса, которое обусловлено временем нахождения топлива в зоне активности. Конструкторы не нашли оснований рассчитывать на то, что конструкционные материалы расположенные в зоне активности под облучением, смогут выработать весь свой ресурс, а именно порядка 30 лет.
Что касается конструкции ТВЭЛ, то было решено принять трубчатый вариант с односторонним механизмом охлаждения
Это уменьшало вероятность того, что продукты деления попадут в контур в случае повреждения ТВЭЛ. Дл регуляции температуры оболочки ТВЭЛ, применили топливную композицию ураномолибденового сплава, который имел вид крупки, диспергированной посредством тепловодной матрицы. Обработанное таким образом ядерное горючее позволило получить высоконадёжные ТВЭЛ. которые были способны работать при высоких тепловых нагрузках.
Примером следующего витка развития мирных ядерных технологий может, послужить печально известная Чернобыльская АЭС. На тот момент технологии, применённые при её строительстве, считались наиболее передовыми, а тип реактора современнейшим в мире. Речь идёт о реакторе РБМК – 1000.
Тепловая мощность одного такого реактора достигала 3200МВт, при этом он располагает двумя турбогенераторами, электрическая мощность которых, достигает 500МВт, таким образом, один энергоблок обладает электрической мощностью 1000МВт. В качестве топлива для РБМК использовалась обогащённая двуокись урана. В исходном состоянии перед началом процесса одна тонна такого топлива содержит порядка 20кг горючего, а именно урана – 235. При стационарной загрузке двуокиси урана в реактор масса вещества составляет 180т.
Но процесс загрузки не представляет собой навал, в реактор помещают тепловыделяющие элементы, уже хорошо нам известные ТВЭЛ. По сути, они являются трубками, для создания которых применён циркониевый сплав. В качестве содержимого, в них помещаются таблетки двуокиси урана, обладающие цилиндрической формой. В зоне активности реактора их помещают в тепловыделяющие сборки, каждая из которых объединяет 18 ТВЭЛ.
Таких сборок в подобном реакторе насчитывается до 1700 штук, и размещаются они в графитовой кладке, где специально для этих целей сконструированы технологические каналы вертикальной формы. Именно в них происходит циркуляция теплоносителя, роль которого, в РМБК, выполняет вода. Водоворот воды происходит при воздействии циркуляционных насосов, коих насчитывается восемь штук. Реактор находится внутри шахты, а графическая кладка находится в цилиндрическом корпусе толщиной в 30мм. Опорой всего аппарата является бетонное основание, под которым находится бассейн – барботер, служащий для локализации аварии.
Третье поколение реакторов использует тяжёлую воду
Основным элементом которой, является дейтерий. Наиболее распространённая конструкция носит название CANDU, она была разработана в Канаде и широко применяется по всему миру. Ядро таких реакторов располагается в горизонтальном положении, а роль нагревательной камеры играют резервуары цилиндрической формы. Топливный канал тянется через всю нагревательную камеру, каждый из таких каналов, обладает двумя концентрическими трубками. Существуют внешняя и внутренняя трубки.
Во внутренней трубке, топливо находится под давлением теплоносителя, что позволяет дополнительно заправлять реактор в процессе работы. Тяжёлая вода с формулой D20 используется в качестве замедлителя. В ходе замкнутого цикла происходит прокачка воды по трубам реактора, содержащего пучки топлива. В результате ядерного деления выделяется тепло.
Цикл охлаждения при использовании тяжёлой воды заключается в прохождении через парогенераторы, где от выделяемого тяжёлой водой тепла закипает обыкновенная вода, в результате чего, образуется пар, выходящий под высоким давлением. Он распределяется обратно в реактор, в результате чего возникает замкнутый цикл охлаждения.
Именно по такому пути, происходило пошаговое совершенствование типов ядерных реакторов, которые использовались и используются в различных странах мира.
10,7% всемирной генерации электричества ежегодно вырабатывают атомные электростанции. Наряду с ТЭС и ГЭС они трудятся над обеспечением человечества светом и теплом, позволяют пользоваться электроприборами и делают наши жизнь удобнее и проще. Так уж вышло, что сегодня слова «атомная станция» ассоциируются с мировыми катастрофами и взрывами. Простые обыватели не имеют ни малейшего понятия о работе АЭС и ее строении, но даже самые непросвещенные наслышаны и напуганы происшествиями в Чернобыле и Фукусиме.
Что такое АЭС? Как они работают? Насколько опасны атомные станции? Не верьте слухам и мифам, давайте разбираться!
Что такое АЭС?
16 июля 1945 года на военном полигоне в США впервые извлекли энергию из ядра урана. Мощнейший взрыв атомной бомбы, принесший огромное количество человеческих жертв, стал прототипом современного и абсолютно мирного источника электроэнергии.
Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США. Для проверки работоспособности генератор подключили к 4м лампам накаливания, неожиданно для всех лампы зажглись. С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.
Первая в мире атомная станция была запущена в Обнинске в СССР в 1954 году. Ее мощность составляла всего 5 мегаватт.
Что такое АЭС? АЭС это ядерная установка, которая производит энергию с помощью ядерного реактора. Ядерный реактор работает на ядерном топливе, чаще всего уране.
В основе принципа работы ядерной установки лежит реакция деления нейтронов урана , которые сталкиваясь друг с другом, делятся на новые нейтроны, которые, в свою очередь, тоже сталкиваются и тоже делятся. Такая реакция называется цепной, она и лежит в основе ядерной электроэнергетики. При всем этом процессе выделяется тепло, которое нагревает воду до ужасно горячего состояния (320 градусов по Цельсию). Потом вода превращается в пар, пар вращает турбину, она приводит в действие электрогенератор, который и вырабатывает электроэнергию.
Строительство АЭС сегодня ведется большими темпами. Основная причина роста количества АЭС в мире – это ограниченность запасов органического топлива, попросту говоря, запасы газа и нефти иссякают, они необходимы для промышленных и коммунальных нужд, а урана и плутония, выступающих топливом для атомных станций, нужно мало, его запасов пока вполне хватает.
Что такое АЭС? Это не только электричество и тепло. Наряду с выработкой электроэнергии, ядерные электростанции используются и для опреснения воды. К примеру, такая атомная станция есть в Казахстане.
Какое топливо используют на АЭС
На практике в атомных станциях могут применяться несколько веществ, способных выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.
Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, т.к. его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, если коротко ТВЭлы.
ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки можно назвать хранилищами ядерного топлива. Вторая причина редкого использования тория – это его сложная и дорогая переработка уже после использования на АЭС.
Плутониевое топливо тоже не используется в атомной электроэнергетике, т.к. это вещество имеет очень сложный химический состав, который до сих пор так и не научились правильно использовать.
Урановое топливо
Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. Уран сегодня добывается тремя способами: открытым способом в карьерах, закрытым в шахтах, и способом подземного выщелачивания, с помощью бурения шахт. Последний способ особенно интересен. Для добычи урана выщелачиванием в подземные скважины заливается раствор серной кислоты, он насыщается ураном и выкачивается обратно.
Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде. Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья. Для сравнения, в России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана.
Места добычи урана нерадиоактивны. В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.
В виде руды уран в АЭС использовать нельзя, никаких реакций он дать не сможет. Сначала урановое сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом. Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», — он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при чудовищно высоких температурах больше 1500 градусов по Цельсию. Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.
В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
Конечно, просто так урановые таблетки в реактор не закидываются. Они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов — ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки. Именно ТВС и могут по праву называться топливом АЭС.
Переработка топлива АЭС
Примерно через год использования уран в ядерных реакторах нужно менять. Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение. В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них сделают свежее ядерное топливо.
Продукты распада урана и плутония идут на изготовление источников ионизирующих излучений. Они используются в медицине и промышленности.
Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в раскаленную печь и из остатков варится стекло, которое потом остается храниться в специальных хранилищах. Почему именно стекло? Из него будет очень сложно достать остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде.
Новости АЭС — не так давно появившийся новый способ утилизации радиоактивных отходов. Созданы так называемые быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива. По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.
Кроме того, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного. Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого никто использовал.
Как строится АЭС?
Что такое атомная электростанция? Что представляет собой это нагромождение серых зданий, которые большинство из нас видело только по телевизору? Насколько прочны и безопасны эти конструкции? Каково строение АЭС? В сердце любой атомной станции находится здание реактора, рядом с ним помещается машинный зал и здание безопасности.
Строительство АЭС ведется согласно нормативным актам, регламентам и требованиям безопасности для объектов, работающих с радиоактивными веществами. Ядерная станция – полноправный стратегический объект государства. Поэтому толщина укладки стен и железобетонных арматурных сооружений в здании реактора в несколько раз больше, чем у стандартных сооружений. Таким образом, помещения атомных станций могут выдержать 8-бальное землетрясение, торнадо, цунами, смерчи и падение самолета.
Здание реактора венчается куполом, который защищен внутренней и внешней бетонными стенками. Внутреннюю бетонную стенку покрывает стальной лист, который в случае аварии должен создать закрытое воздушное пространство и не выпустить радиоактивные вещества в воздух.
Каждая АЭС имеет свой бассейн выдержки. Туда помещаются урановые таблетки, которые уже отслужили свой срок. После того, как урановое топливо вытаскивают из реактора, оно остается чрезвычайно радиоактивным, чтобы реакции внутри ТВЭлов перестали происходить, должно пройти от 3х до 10ти лет (в зависимости от устройства реактора, в котором топливо находилось). В бассейнах выдержки урановые таблетки остывают, и внутри них перестают происходить реакции.
Технологическая схема АЭС, а проще говоря, схема устройства атомных станций бывает нескольких типов, как и характеристика АЭС и тепловая схема АЭС, она зависит от типа ядерного реактора, который используется в процессе получения электроэнергии.
Плавучая АЭС
Что такое АЭС, нам уже известно, но российским ученым пришло в голову, взять атомную станцию и сделать ее передвижной. К сегодняшнему дню проект почти завершен. Назвали эту конструкцию плавучая АЭС. По задумке, плавучая ядерная электростанция сможет обеспечить электричеством город населением до двухсот тысяч человек. Главное ее достоинство – возможность перемещения по морю. Строительство АЭС, способной к передвижению, пока ведется только в России.
Новости АЭС это скорый запуск первой в мире плавучей ядерной электростанции, которая призвана обеспечить энергией портовый город Певек, находящийся в Чукотском автономном округе России. Называется первая плавучая атомная станция «Академик Ломоносов», строится мини-АЭС в Петербурге и планируется к запуску в 2016 – 2019 годах. Презентация атомной электростанции на плаву состоялась в 2015, тогда строители представили почти готовый проект ПАЭС.
Плавучая АЭС призвана обеспечить электроэнергией самые отдаленные города, имеющие выход к морю. Ядерный реактор «Академика Ломоносова» не такой мощный, как у сухопутных атомных станций, но имеет срок эксплуатации 40 лет, это значит, что жители небольшого Певека почти полвека не будут страдать от нехватки электричества.
Плавучая АЭС может быть использована не только как источник тепловой и электроэнергии, но и для опреснения воды. По расчетам, в сутки она может выдать от 40 до 240 кубометров пресной воды.
Стоимость первого блока плавучей АЭС составила 16 с половиной миллиардов рублей, как видим, строительство атомных станций – не дешевое удовольствие.
Безопасность АЭС
После Чернобыльской катастрофы в 1986 году и аварии на Фукусиме в 2011 слова атомная АЭС вызывают у людей страх и панику. На деле современные атомные станции оснащены по последнему слову техники, разработаны специальные правила безопасности, и в целом защита АЭС состоит из 3х уровней:
На первом уровне должна быть обеспечена нормальная эксплуатация АЭС. Безопасность АЭС во многом зависит от правильно подобранного места для размещения атомной станции, качественно созданного проекта, выполнения всех условий при постройке здания. Все должно отвечать регламентам, инструкциям по безопасности и планам.
На втором уровне важно не допустить перехода нормальной работы АЭС в аварийную ситуацию. Для этого существуют специальные приборы, которые контролируют температуру и давление в реакторах, и сообщают о малейших изменениях показаний.
Если первый и второй уровень защиты не сработали, в ход идет третий – непосредственная реакция на аварийную ситуацию. Датчики фиксируют аварию и сами реагируют на нее – реакторы глушатся, источники радиации локализируются, активная зона охлаждается, об аварии сообщается.
Безусловно, ядерная электростанция требует особого внимания к системе безопасности, как на стадии строительства, так и на стадии эксплуатации. Несоблюдения строгого регламента могут повлечь за собой очень серьезные последствия, однако сегодня большая часть ответственности за безопасность АЭС ложится на компьютерные системы, а человеческий фактор почти полностью исключен. Принимая во внимание высокую точность современных машин, в безопасности АЭС можно быть уверенными.
Специалисты уверяют, что в стабильно работающих современных атомных станциях или, находясь рядом с ними, получить большую дозу радиоактивного излучения невозможно. Даже работники АЭС, которые, к слову, ежедневно измеряют уровень полученного излучения, подвергаются облучению не больше, чем обычные жители крупных городов.
Ядерные реакторы
Что такое АЭС? Это в первую очередь работающий ядерный реактор. Внутри него и происходит процесс выработки энергии. В ядерный реактор закладываются ТВС, в нем же урановые нейтроны вступают в реакцию друг с другом, там же они передают тепло воде и так далее.
Внутри конкретного здания реактора находятся следующие сооружения: источник водоснабжения, насос, генератор, паровая турбина, конденсатор, деаэраторы, очиститель, клапан, теплообменник, непосредственно реактор и регулятор давления.
Реакторы бывают нескольких типов, в зависимости от того, какое вещество исполняет функцию замедлителя и теплоносителя в устройстве. Наиболее вероятно, что современная ядерная электростанция будет иметь реакторы на тепловых нейтронах:
- водо-водяные (с обычной водой в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя);
- графитоводные (замедлитель – графит, теплоноситель – вода);
- графитогазовые (замедлитель – графит, теплоноситель – газ);
- тяжеловодные (замедлитель – тяжёлая вода, теплоноситель – обычная вода).
КПД АЭС и мощность АЭС
Общий КПД АЭС (коэффициент полезного действия) с водо-водяным реактором около 33%, с графитоводным – около 40%, тяжеловодным – около 29%. Экономическая состоятельность АЭС зависит от КПД ядерного реактора, энергонапряженности активной зоны реактора, коэффициента использования установленной мощности за год и т.д.
Новости АЭС – обещание ученых в скором времени увеличить КПД атомных станций в полтора раза, до 50%. Это произойдет, если тепловыделяющие сборки, или ТВС, которые непосредственно закладываются в ядерный реактор, будут изготавливать не из сплавов циркония, а из композита. Проблемы АЭС сегодня в том, что цирконий недостаточно жаропрочен, он не выдерживает очень высоких температур и давления, поэтому и КПД АЭС выходит невысоким, композит же может выдержать температуру выше тысячи градусов по Цельсию.
Эксперименты по использованию композита в качестве оболочки для урановых таблеток ведутся в США, Франции и России. Ученые работают над увеличением прочности материала и его внедрением в атомную энергетику.
Что такое атомная электростанция? АЭС это мировая электрическая мощь. Общая электрическая мощность АЭС всего мира – 392 082 МВт. Характеристика АЭС зависит в первую очередь от ее мощности. Самая мощная атомная станция в мире находится во Франции, мощность АЭС Сиво (каждого блока) больше полутора тысяч МВт (мегаватт). Мощность других ядерных электростанций колеблется от 12 МВт в мини-АЭС (Билибинская АЭС, Россия) до 1382 МВт (атомная станция Фламанвиль, Франция). На этапе строительства находятся блок Фламанвиль с мощностью 1650 МВт, атомные станции Южной Кореи Син-Кори с мощностью АЭС в 1400 МВт.
Стоимость АЭС
АЭС, что это? Это и большие деньги. Сегодня людям нужны любые способы добычи электроэнергии. Водяные, тепловые и атомные электростанции повсеместно строятся в более или менее развитых странах. Строительство атомной станции – процесс не из легких, требует больших затрат и капиталовложений, чаще всего денежные ресурсы черпаются из государственных бюджетов.
В стоимость АЭС входят капитальные затраты — расходы на подготовку площади, строительство, введение оборудования в эксплуатацию (суммы капитальных расходов запредельные, к примеру, один парогенератор АЭС стоит больше 9ти миллионов долларов). Кроме того ядерные станции требуют и эксплуатационных расходов, которые включают в себя покупку топлива, расходы на его утилизацию и проч.
По многим причинам официальная стоимость ядерной станции высчитывается лишь приблизительно, сегодня ядерная станция обойдется примерно в 21-25 миллиардов евро. С нуля построить один атомный блок обойдется примерно в 8 миллионов долларов. В среднем срок окупаемости одной станции – 28 лет, срок эксплуатации – 40 лет. Как видно, атомные станции – достаточно дорогое удовольствие, но, как мы выяснили, невероятно нужное и полезное для нас с вами.
Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.
Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:
1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.
Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.
1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).
Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников
Принципиальная тепловая схема АЭС объединяет технологические схемы установок, входящих в систему АЭС, рассмотренных в предыдущих главах. Она включает в себя только основные установки - реакторную, парогенераторную, паротурбинную, конденсационную и конденсатно-питателъный
тракт, на принципиальную схему наносят основные трубопроводы, соединяющие установки в единую технологическую систему, на линиях стрелками указывают направление потоков пара и конденсата.
Независимо от числа основных и вспомогательных агрегатов на принципиальной тепловой схеме однотипное оборудование изображается только один раз , но со всеми последовательно включенными элементами : например, при установке на АЭС нескольких турбин на принципиальной схеме изображают только одну; трубопроводы указывают только одной линией по направлению основного потока независимо от числа параллельных потоков, без поперечных связей между трубопроводами к отдельным агрегатам, если таковые существуют, и без трубопроводов вспомогательного назначения, например, дренажных с дренажными баками, системы технической воды и др. Многочисленную арматуру, входящую в состав трубопроводов или установленную на самих агрегатах, также не наносят, исключение составляет только арматура, имеющая принципиальное значение, например, регулировочные вентили 21 (рис. 15.1) и 3 (см. рис. 15.3).
Принципиальная тепловая схема является основой для теплового расчета АЭС, для решения различных задач, например, выдачи турбостроительному заводу технического задания на проектирование новой машины, выбора мощности и параметров основных агрегатов, установления тепловой экономичности АЭС в условиях иного в сравнении с заводским расчетом вакуума в конденсаторе и др. Составленная для каждого из этих вариантов принципиальная схема подлежит предварительному расчету, на основе которого можно уточнить основные характеристики оборудования: наиболее экономичное распределение регенеративного подогрева по ступеням, число ступеней подогрева, давление в деаэраторе и др. Из перечисленных выше задач и из гл. 3 следует, что в основном расчет тепловой схемы и различные ее варианты относятся практически только к турбинной установке. Поэтому принципиальные схемы АЭС ниже даются как тепловые схемы паротурбинной части станции.
На рис. 15.1 приведена принципиальная тепловая схема паротурбинной части двухконтурной АЭС с ВВЭР-440. На этой АЭС устанавливаются две турбины К-220-44, но так как тепловая схема принципиальная, то на рис. 15.1 показана только одна турбина, хотя турбина имеет два двухпоточных ЦНД, на рисунке показан только один поток одного ЦНД.
Параметры пара в отборах турбины могут быть взяты по рис. 8.1а. Между ЦСД и ЦНД установлен сепаратор и двухступенчатый промперегреватель. У каждой турбины их по две, но на рис. 15.1 показан один, так как схема принципиальная; вторая ступень перегревателя питается свежим паром.
1 2 - уплотнение штоков клапанов турбины; 3 - уплотнение вала турбины; 4 - ЦСД турбины; 5 6 - ЦНД турбины; 7 8 - насос теплосети; 9 - конденсатор турбины; 10 11 - основной эжектор; 12 - эжектор уплотнений; 13 - конденсатоочистка; 14 15 - ПНД; 16 - дренажный насос; 17 - охладитель дренажа; 18 - деаэратор; 19 - питательный насос с электроприводом; 20 - ПВД; 21 - регулятор давления; 22 23 - БРУ-СН; 24 - БРУ-К
Турбинная установка имеет пять отборов пара из ЦСД (включая отбор после ЦСД) и три отбора пара из ЦНД, всего восемь отборов. Пар первого отбора в качестве греющего направляется в ПВД-3, в него же поступает и конденсат греющего пара промперегревателя второй ступени. Пар второго отбора поступает как греющий пар в первую ступень перегревателя и в ПВД-2. Пар третьего отбора питает ПВД-1 и коллектор пара собственных нужд . От коллектора пара собственных нужд пар поступает через регулятор для поддержания постоянного давления в деаэратор, а также на пароэжекторную машину, установленную в машинном зале, на выпарные аппараты спецводоочистки (СВО) и др. К коллектору пара собственных нужд имеется резервный подвод пара из паропроводов свежего пара через БРУ собственных нужд (БРУ-СН). В деаэратор каскадом сливаются также конденсаты греющих паров ПВД. Выпар деаэратора в качестве рабочей среды поступает в эжекторы - основной и уплотнений. Отборный пар из четвертой ступени используется как греющий пар
для ПНД-5 и для второй ступени подогревателя сетевой воды. (К сожалению, для подогревателей сетевой воды все еще употребляется термин "бойлер", вовсе не отвечающий существу процесса.) Турбина К-220-44 работает на нерадиоактивном паре, поэтому подогреватели сетевой воды - без промежуточного контура. Однако для большей радиационной безопасности давление в тепловой сети принимается большим, чем для греющего пара; для схемы, изображенной на рис. 15.1, давление воды в тепловой сети принято 0,6 - 0,7 МПа, поэтому при неплотностях в теплообменной поверхности переток воды возможен только из тепловой сети в греющий пар, но не наоборот.
Пар из пятого отбора используется в качестве греющей среды для ПНД-4, а пар шестого отбора - для ПНД-3 и для первой ступени подогревателя сетевой воды; пар седьмого и восьмого отборов подается соответственно в ПНД-2 и ПНД-1.
Конденсат греющего пара подогревателей сетевой воды каскадно сливается из второй ступени в первую и из нее в корпус ПНД-2. Конденсат из ПНД-5 сливается в ПНД-4 и из него затем закачивается дренажным насосом в тракт конденсата. Аналогично выполнена схема слива дренажа и для ПНД-3 и ПНД-2, однако для повышения тепловой экономичности на сливе из ПНД-3 установлен охладитель дренажа. Конденсат греющего пара ПНД-1 через охладитель дренажа сливается в конденсатор.
В конденсатор поступают пар после ЦНД и обессоленная добавочная вода. Образовавшийся конденсат после конденсатора проходит через охладители рабочего пара эжекторов (основного и уплотнений) и поступает на конденсатоочистку. Через конденсатоочистку (рис. 15.1) проходит 100% расхода турбинного конденсата, но не 100% расхода пара на турбину, так как конденсат греющего пара (за исключением ПНД-1) поступает непосредственно в конденсатно-питательный тракт.
Эжекторы размещены до конденсатоочистки, так как важна непосредственная близость основного эжектора к конденсатору, а небольшой прирост температуры конденсата перед ионообменными фильтрами практически не меняет температурного режима их работы. Конденсат рабочего пара эжекторов сливается в конденсатор: непосредственно для основного эжектора и через дренажный бак с последующей закачкой в конденсатор для эжектора уплотнений.
При внезапной остановке турбины имеется возможность сброса свежего пара непосредственно в конденсатор через соответствующую БРУ (через БРУ-К). На схеме показаны также подача пара на уплотнения турбины и их отсос. Так как у турбины К-220-44 ЦСД однопоточный, то это нашло свое отражение в организации уплотнения этой части турбины. Как и на всех последующих современных тепловых схемах АЭС в качестве рабочей среды эжекторов, основного и уплотнений, используется выпар деаэратора.
Принципиальная тепловая схема паротурбинной части двухконтурной АЭС с ВВЭР-1000 и тихоходной турбиной мощностью 1000 МВт приведена на рис. 15.2. Тепловые схемы на рис. 15.1 и 15.2 в целом однотипны. Однако есть и некоторые различия. Прежде всего различаются привод питательного насоса для ВВЭР-1000 применен турбопривод. На принципиальной схеме рис. 15.2 показана только одна из двух приводных турбин, мощность каждой 12 МВт. Конденсат приводной турбины сливается в основной конденсатор. Так как на принципиальной схеме указываются только постоянно работающие элементы, то на рисунке не показаны пусковые электронасосы; их установлено два с подачей по 150 т/ч. Пар, получаемый в парогенераторе в пусковой период, через БРУ-СН поступает в коллектор собственных нужд, от которого имеется резервное питание приводной турбины. После выхода на мощность основной турбины приводная турбина питается постоянно паром после СПП, как и показано на рис. 15.2.
1 2 - блок стопорно-регулирующих клапанов; 3 - ЦСД турбины; 4 - уплотнения вала турбины; 5 - сепаратор-промперегреватель; 6 - отсечная заслонка; 7 - ЦНД турбины; 8 - подогреватели сетевой воды; 9 - насос теплосети; 10 - конденсатор турбины; 11 - конденсатный насос первой ступени; 12 - основной эжектор; 13 - эжектор уплотнений; 14 - конденсатоочистка; 15 - конденсатный насос второй ступени; 16 - ПНД; 17 - дренажный насос; 18 - охладитель дренажа; 19 - деаэратор; 20 - питательный насос с турбоприводом; 21 - ПВД; 22 - коллектор пара собственных нужд; 23 - БРУ-СН; 24 - БРУ-К
Сепарат из СПП направляется в деаэратор, а конденсат греющего пара промперегревателя - из первой ступени в ПВД-2, а из второй - в ПВД-3. Питание ПВД паром осуществляется из первого, второго и третьего отборов турбины. Конденсат греющего пара ПВД-1 сливается в ПНД-4, а конденсат греющего пара ПВД-3 - в ПВД-2, из которого он перетекает в деаэратор, но может при нерасчетном режиме сливаться из ПВД-2 в ПВД-1 и вместе с дренажом ПВД-1 поступать в ПНД-4. Число ПНД уменьшено в сравнении с рис. 15.1, установлены два дренажных насоса и два охладителя дренажа. Это должно способствовать повышению тепловой экономичности турбины К-1000-60/1500 в сравнении с К-220-44. В противоположность этому подача конденсата греющего пара подогревателей теплосети в конденсатор, а не в один из корпусов ПНД, снижает тепловую экономичность и излишне загружает анионит конденсатоочистки. Пар на уплотнения турбины подается из деаэратора. По выполнению этой линии видно, что ЦСД для этой турбины двухпоточные.
Рассмотрение тепловых схем рис. 15.1 им 15.2 и их сопоставление показывают существенное развитие регенеративной системы для турбин двухконтурной АЭС. В значительной мере возможности повышения тепловой экономичности двухконтурной АЭС представляются уже исчерпанными. В схемах двухконтурной АЭС материалом теплообменных поверхностей для ПВД является углеродистая сталь, а для ПНД - часто латунь. Такое решение нежелательно по двум причинам. Во-первых, использование меди более целесообразно в других отраслях техники. Во-вторых, наличие оксидов меди в воде интенсифицирует коррозию сталей. В отдельных проектах несмотря на двухконтурность АЭС трубки ПНД выполняют из нержавеющих аустенитных сталей. Более правильным решением было бы применение для трубок ПНД стали 08Х14МФ или перлитных сталей (что уменьшит капиталовложения для АЭС). Опыт обычной теплоэнергетики свидетельствует о том, что в условиях воды высокой чистоты при дозировании окислителя (газообразного кислорода или перекиси водорода) в конденсат после конденсатоочистки такое решение вполне допустимо, оно целесообразно и для одноконтурной АЭС.
Особенности тепловой схемы одноконтурной АЭС связаны с радиоактивностью паров. В любой схеме таких АЭС обязательно: во-первых, включение в тепловую схему испарителя для получения нерадиоактивного пара, подаваемого на уплотнения турбин, во-вторых, использование промежуточного водяного контура между греющим паром и водой теплосети. Выполнение этих решений обязательно.
Основное отличие тепловых схем одноконтурной АЭС от двухконтурной АЭС связано с обеспечением надежного
водного режима реактора. В реактор двухконтурной АЭС извне поступает небольшое количество подпиточной воды, а продукты коррозии имеют своим источником ограниченный первый контур, выполняемый из нержавеющих аустенитных сталей. В реактор одноконтурной АЭС поступают большие расходы питательной воды, равные паропроизводительности установки, и продукты коррозии не только реакторного контура, но и всей регенеративной системы турбины. От естественных примесей воды реактор одноконтурной АЭС надежно защищает 100%-ная конденсатоочистка. Поэтому основное внимание при разработке тепловой схемы турбинной части одноконтурной АЭС уделяется решению проблемы удаления продуктов коррозии из тракта, предшествующего реактору. Эти вопросы решаются по-разному и не нашли еще своего окончательного решения. На первых блоках отечественных одноконтурных АЭС с РБМК-1000, стремясь уменьшить поступление продуктов коррозии в воду реактора, подогреватели высокого давления не устанавливали, все конденсаты греющего пара и слив из сепаратора направляли в конденсатор для последующей очистки их совместно с турбинным конденсатом на конденсатоочистке. Потерю тепловой экономичности, вызываемую сливом в конденсатор всех этих потоков, в какой-то мере компенсировали охладители дренажей, которые были установлены после каждого ПНД и соответственно усложняли схему. Для РБМК-1000 отказ от установки ПВД сохранился, но в тепловую схему АЭС с РБМК-1000 были внесены определенные изменения. Такая схема, осуществленная на многих блоках с РБМК-1000, показана на рис. 15.3.
Основные особенности этой тепловой схемы следующие; для уменьшения поступления продуктов коррозии в реакторную воду, как было сказано выше, ПВД не установлены, что приводит к определенной потере тепловой экономичности, так как температура питательной воды ниже оптимальной; охладитель дренажа оставлен только после ПНД-1; сепарат из СПП сливается в ПНД-3; конденсат греющего пара первой и второй ступеней перегрева направлен в деаэратор; все конденсаты греющих паров каскадом сливаются в конденсатор.
Такое решение приводит к заметной потере тепловой экономичности. Кроме того, из этого потока нужно удалять именно продукты коррозии, что требует только механической фильтрации, но не ионного обмена, осуществляемого в конденсатоочисткс. Поэтому очистка конденсатов греющих паров ПНД на конденсатоочистке приводит к перерасходу смол, в частности дорогостоящего анионита. Более рациональное (предпочтительное) решение по очистке конденсата греющего пара ПНД показано на рис. 15.4б в сравнении с решением, осуществленным по рис. 15.4a , отвечающим тепловой схеме рис. 15.3.
1 - питательный насос; 2 - деаэратор; 3 - регулятор давления; 4 - испаритель; 5 - уплотнения штоков клапанов турбины; 6 - блок стопорно-регулирующих клапанов; 7 - ЦСД турбины; 8 - сепаратор-промперегреватель; 9 - уплотнения вала турбины; 10 - ЦНД турбины; 11 - отсекающая заслонка; 12 - подогреватели промконтура теплосети; 13 - насос промконтура теплосети; 14 - конденсатор турбины; 15 - конденсатный насос первого подъема; 16 - основной эжектор; 17 - эжектор уплотнений; 18 - конденсатоочистка; 19 - конденсатный насос второго подъема; 20 - ПНД
Как видно из рис. 15.4а , конденсатоочистка состоит из катионитового фильтра К, играющего роль механического фильтра, и последующего фильтра смешивающего действия ФСД, в котором в смешанном слое катионита и анионита происходит ионный обмен. Исследования показывают, что в собственно турбинном конденсате содержание оксидов железа близко к их истинной растворимости; содержание оксидов железа в каскадном сливе конденсатов греющих паров составляет 35-40 мкг/кг, существенно превышая растворимость. Смешение двух потоков с разными физико-химическими показателями и их совместная очистка ухудшает степень выведения продуктов коррозии из тракта и удорожает конденсатоочистку. Более правильным является раздельная очистка этих потоков, показанная на рис. 15.4б . Наполнители для механических фильтров предлагаются различные. Важно то, что все они существенно дешевле ионообменных смол. Сопоставление рис. 15.4а и б показывает также, что сокращается вообще число
фильтров. Каскадный слив всех дренажей системы ПНД, показанный на рис. 15.3, является ошибочным решением, принятым ХТГЗ по согласованию с ЛАЭС, на которой устанавливались первые блоки РБМК. При этом экономичность турбинной установки и, следовательно, всей АЭС является наименьшей. Ошибочно также использование в качестве механического фильтра нерегенерируемого катионита. Это решение не только наиболее дорогое, но и наиболее неблагоприятное, так как даже нерегенерируемый катионит будет способствовать колебаниям значения рН, что неблагоприятно для одноконтурной АЭС. Более рационально использовать в качестве механического фильтра электромагнитный фильтр (ЭМФ).
На ЭМФ следует очищать от механических примесей (продуктов коррозии) также и все дренажи ПНД, а также и теплофикационной установки. Большое достоинство ЭМФ - их исключительная компактность, что связано с большой допустимой скоростью фильтрования (1000 м 3 /ч). Так, на турбину мощностью 750 МВт при полном расходе питательной воды достаточно трех фильтров диаметром 1 м и высотой 3 м. Установка ЭМФ показана на рис. 15.5.
В фильтр загружаются мягкомагнитные шарики диаметром 6 мм. При наложении электромагнитного поля ферромагнитные загрязнения воды, перемещаются к магнитным полюсам шариков, где и отлагаются. Немагнитные оксиды железа и других металлов и неметаллические загрязнения в большей мере адсорбируются отложившимися магнитными оксидами железа. При превышении сопротивления фильтра на 0,1 МПа (10%) фильтр автоматически переводится в режим промывки, по завершении которой также автоматически включается в работу. При работе фильтра задвижки 2 и 5 открыты, а задвижки 4, 6 и 7 закрыты. Фильтр выводится на промывку через 1 - 2 недели работы (в зависимости от роста сопротивления). При переводе в промывочный режим открывается задвижка 7 на байпасе фильтра. Затем закрываются задвижки 2 и 5 и открываются задвижки 4 и 6 для прохода воды в фильтр с последующим сбросом ее в дренажный бак. Промывка занимает около 2 мин. Введение фильтра в работу предусматривает закрытие задвижек 4 и 6 , открытие задвижек 2 и 5 и закрытие задвижки 7 .
Большим недостатком ЭМФ является выключение их из работы и выброс уже поглощенных продуктов коррозии в воду "залпом", что может произойти в отсутствии электронапряжения. Поэтому в схеме их установки всегда должны предусматриваться "страховочные" элементы после ЭМФ. Таким элементом является ФСД на рис. 15.6 и фильтр насыпного типа после ЭМФ на сливе всех дренажей (рис. 15.6).
1 - вода на очистку; 2, 4, 5, 6, 7 - задвижки; 3 - ЭМФ; 5 - очищенная вода
Рис. 15.6. Использование ЭМФ в сочетании со "страховочными" элементами:
1 - ЭМФ; 2 - ФСД; 3, 4 - насыпной фильтр
К сожалению, для создаваемых ХТГЗ блоков с РБМК-1500 с согласия заказчика сепарат вообще (без очистки!) закачивают обратно в реактор.
В середине ХХ века лучшие умы человечества упорно трудились сразу над двумя задачами: над созданием атомной бомбы, а также над тем, как можно использовать энергию атома в мирных целях. Так появились первые в мире В чем заключается принцип работы АЭС? И где в мире расположены крупнейшие из этих электростанций?
История и особенности ядерной энергетики
"Энергия - всему голова" - именно так можно перефразировать известную пословицу, учитывая объективные реалии XXI века. С каждым новым витком технического прогресса человечеству необходимо всё большее ее количество. Сегодня энергия "мирного атома" активно используется в экономике и производстве, и не только в энергетике.
Электроэнергия, производимая на так называемых АЭС (принцип работы которых весьма прост по своей сути), широко используется в промышленности, освоении космоса, медицине и сельском хозяйстве.
Ядерной энергетикой называется отрасль тяжелой промышленности, извлекающая тепловую и электроэнергию из кинетической энергии атома.
Когда же появились первые АЭС? Принцип работы подобных электростанций советские ученые изучали еще в 40-х годах. Кстати, параллельно они же изобретали и первую атомную бомбу. Таким образом, атом был одновременно и "мирным", и смертельным.
В 1948 году И. В. Курчатов предложил советскому правительству начать проводить непосредственные работы по извлечению атомной энергии. Двумя годами позже в Советском Союзе (в городе Обнинске Калужской области) начинается строительство самой первой на планете АЭС.
Принцип работы всех схож, а разобраться в нем совсем не трудно. Об этом пойдет речь далее.
АЭС: принцип работы (фото и описание)
В основе работы любой лежит мощная реакция, которая возникает при делении ядра атома. В этом процессе чаще всего участвуют атомы урана-235 или же плутония. Ядро атомов делит нейтрон, попадающий в них извне. При этом возникают новые нейтроны, а также осколки деления, которые имеют огромную кинетическую энергию. Как раз эта энергия и выступает главным и ключевым продуктом деятельности любой атомной станции
Так можно описать принцип работы реактора АЭС. На следующем фото вы можете посмотреть, как он выглядит изнутри.
Выделяют три основных типа ядерных реакторов:
- канальный реактор высокой мощности (сокращенно - РБМК);
- водно-водяной реактор (ВВЭР);
- реактор на быстрых нейтронах (БН).
Отдельно стоит описать принцип работы АЭС в целом. О том, как она работает, речь пойдет в следующей статье.
Принцип работы АЭС (схема)
Работает в определенных условиях и в строго заданных режимах. Кроме (одного или нескольких), в структуру АЭС входят и прочие системы, специальные сооружения и высококвалифицированный персонал. В чем же заключается принцип работы АЭС? Кратко его можно описать следующим образом.
Главный элемент любой АЭС - это ядерный реактор, в котором происходят все основные процессы. О том, что происходит в реакторе, мы писали в предыдущем разделе. (как правило, чаще всего это уран) в виде небольших черных таблеток подается в этот огромный котел.
Энергия, выделяемая во время реакций, происходящих в атомном реакторе, преобразуется в тепло и передается теплоносителю (как правило, это вода). Стоит отметить, что теплоноситель при этом процессе получает и некоторую дозу радиации.
Далее тепло из теплоносителя передается обычной воде (посредством специальных устройств - теплообменников), которая в результате этого закипает. Водяной пар, который при этом образуется, вращает турбину. К последней подсоединен генератор, который и генерирует электрическую энергию.
Таким образом, по принципу действия АЭС - это та же тепловая электростанция. Разница лишь в том, каким способом образуется пар.
География ядерной энергетики
Первая пятерка стран по производству атомной энергии выглядит следующим образом:
- Франция.
- Япония.
- Россия.
- Южная Корея.
При этом Соединенные Штаты Америки, вырабатывая в год около 864 миллиардов кВт*час, производят до 20 % всей электроэнергии планеты.
Всего в мире 31 государство эксплуатирует атомные электростанции. Из всех континентов планеты лишь два (Антарктида и Австралия) полностью свободны от атомной энергетики.
На сегодняшний день в мире функционирует 388 ядерных реакторов. Правда, 45 из них уже полтора года не вырабатывали электроэнергию. Большая часть ядерных реакторов расположена в Японии и в США. Полная их география представлена на следующей карте. Зеленым цветом обозначены страны с действующими ядерными реакторами, указано также их общее количество в конкретном государстве.
Развитие ядерной энергетики в разных странах
В целом, по состоянию на 2014 год в развитии ядерной энергетики наблюдается общий спад. Лидерами по строительству новых атомных реакторов являются три страны: это Россия, Индия и Китай. Кроме этого, ряд государств, не имеющих атомных электростанций, планируют построить их в ближайшее время. К таковым можно отнести Казахстан, Монголию, Индонезию, Саудовскую Аравию и ряд стран Северной Африки.
С другой стороны, ряд государств взяли курс на постепенное сокращение числа атомных электростанций. К таким относится Германия, Бельгия и Швейцария. А в некоторых странах (Италия, Австрия, Дания, Уругвай) ядерная энергетика запрещена на законодательном уровне.
Основные проблемы ядерной энергетики
С развитием ядерной энергетики связана одна существенная экологическая проблема. Это так называемое окружающей среды. Так, по мнению многих экспертов, АЭС выделяют больше тепла, нежели такие же по мощности тепловые электростанции. Особо опасно тепловое загрязнение вод, которое нарушает жизни биологических организмов и приводит к гибели многих видов рыб.
Другая острая проблема, связанная с атомной энергетикой, касается ядерной безопасности в целом. Впервые человечество всерьез задумалось об этой проблеме после Чернобыльской катастрофы 1986 года. Принцип работы Чернобыльской АЭС мало чем отличался от такового других атомных электростанций. Однако это не спасло её от крупной и серьезной аварии, повлекшей за собой очень серьезные последствия для всей Восточной Европы.
Причем опасность ядерной энергетики не ограничивается лишь возможными техногенными авариями. Так, большие проблемы возникают с утилизацией ядерных отходов.
Преимущества атомной энергетики
Тем не менее сторонники развития ядерной энергетики называют и явные преимущества работы атомных электростанций. Так, в частности, Всемирная ядерная ассоциация недавно опубликовала свой отчет с весьма интересными данными. Согласно ему, количество человеческих жертв, сопровождающих производство одного гигаватта электроэнергии на АЭС, в 43 раза меньше, чем на традиционных тепловых электростанциях.
Есть и другие, не менее важные, преимущества. А именно:
- дешевизна производства электроэнергии;
- экологическая чистота атомной энергетики (за исключением лишь теплового загрязнения вод);
- отсутствие строгой географической привязки атомных электростанций к крупным источникам топлива.
Вместо заключения
В 1950 году была построена первая в мире АЭС. Принцип работы атомных электростанций заключается в делении атома с помощью нейтрона. В результате этого процесса высвобождается колоссальный объем энергии.
Казалось бы, атомная энергетика - это исключительное благо для человечества. Однако история доказала обратное. В частности, две крупные трагедии - авария на советской Чернобыльской АЭС в 1986 году и авария на японской электростанции Фукусима-1 в 2011 году - продемонстрировали опасность, которую несет в себе "мирный" атом. И многие страны мира сегодня начали задумываться о частичном или даже полном отказе от ядерной энергетики.
Загрузка...
