Атомные электростанции

Содержание

1. Введение ……………………………………………………. Стр.1

2.Физические основы ядерной энергетики…………………Стр.2

3. Ядро атома……………………………………………………Стр.4

4. Радиоактивность…………………………………………….Стр.4

5. Ядерные реакции…………………………………………… Стр.4

6. Деление ядер…………………………………………………..Стр.4

7. Цепные ядерные реакции………………………………… Стр.5

8. Основы теории реакторов………………………………… Стр.5

9. Принципы регулирования мощности реакторов……… Стр.6

10. Классификация реакторов………………………………… Стр.7

11.Конструктивные схемы реакторов…………………………Стр.9

12.Перезагрузка АЭС………………………………………… Стр.13

13.Конструкции оборудования АЭС………………………… Стр.14

14. Схема трёхконтурной АЭС …………………………………Стр.16

15.Теплообненники АЭС……………………………………… Стр.19

16.Турбомашины АЭС………………………………………… Стр.20

17. Вспомогательное оборудование АЭС……………………..Стр. 20

18. Компоновка оборудования АЭС…………………………...Стр.21

19. Вопросы техники безопасности на АЭС…………………..Стр.21

20. Передвижные АЭС …………………………………………Стр. 24

21. Используемая литература…………………………………..Стр.26

Введение.

Состояние и перспективы развития атомной энергетике.

Развитие промышленности, транспорта, сельского и коммунального хозяйства требует непрерывного увеличения производства электроэнергии.

Мировое увеличение потребления энергии растёт с каждым годом.

Для примера: в 1952году оно составляло в условных единицах 540 млн.т., а уже в 1980году 3567млн.т. практически за 28 лет увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом необходимо отметить, что запасы ядерного топлива в 22 раза превышают запасы органического топлива.

На 5-ой мировой энергетической конференции запасы топлива были оценены следующими величинами:

1. Ядерное топливо…………………………..520х10⁶

2. Уголь………………………………………55,5х10⁶

3. Нефть………………………………………0,37х10⁶

4. Натуральный газ ………………………….0,22х10⁶

5. Нефтяные сланцы…………………………0,89х10⁶

6. Гудрон……………………………………..1,5х 10⁶

7. Торф………………………………………. 0,37х 10

Всего 58,85х10⁶

При современном уровне потребления энергии мировые запасов по разным подсчётам кончутся через 100-400лет.

По прогнозам учёных потребление энергии будет разниться 1950 года к 2050 году в 7 раз. Запасы ядерного топлива могут обеспечить нужды населения в энергии на значительно более длительный период.

Не смотря на богатые природные ресурсы России, в органическом топливе, а так же гидроэнергоресурсы крупных рек (1200млрд. КВт час) или 137 млн. кВт. час уже сегодня президент страны обратил особое внимание на развитии атомной энергетики. Учитывая, что уголь, нефть, газ, сланцы, торф являются ценным сырьём для различных отраслей химической промышленности. Из угля получают кокс для металлургии. Поэтому стоит задача сохранить для некоторых отраслей промышленностей органические запасы топлива. Таких тенденций придерживается и мировая практика.

Учитывая, что стоимость энергии получаемая на атомных станциях ожидается быть ниже, чем на угольных и близка к стоимости энергии на гидроэлектростанциях, актуальность увеличения строительств атомных электростанций становится явной. Несмотря на то, что атомные станции несут в себе повышенную опасность, (радиоактивность в случае аварии)

Все развитые страны, как Европы, так и Америки в последнее время активно ведут наращивания их строительства, не говоря об использовании атомной энергии, как в гражданской, так и военной технике это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.

Как в гражданской так и в военных направлениях пальма первенства принадлежала и принадлежит России.

Решение проблемы непосредственного преобразования энергии расщепления атомного ядра в электрическую энергию позволить значительно снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии.

Физические основы ядерной энергетики.

Все вещества в природе состоят из мельчайших частиц – молекул, находящих в непрерывном движении. Теплота тела является результатом движения молекул.

Состояние полного покоя молекул соответствует абсолютный нуль температуры.

Молекулы вещества состоят из атомов одного или несколько химических элементов.

Молекула самая мельчайшая частица данного вещества. Если разделить молекулу сложного вещества на составляющие части, то получатся атомы других веществ.

Атом – мельчайшая частица данного химического элемента. Он не может делиться дальше химическим способом на ещё более мелкие частицы, хотя и атом имеет свою внутреннею структуру и состоит из положительно заряженного ядра и отрицательно заряженной электронной оболочке.

Число электронов в оболочке лежит в пределах от одного до ста одного. Последнее число электронов имеет элемент название Менделевий.

Этот элемент назван Менделевий именем Д.И. Менделеева открывшего в 1869 году периодический закон, согласно которому физико-химические свойства всех элементов зависят от атомного веса, причём через определённые периоды встречаются элементы со схожими физико-химическими свойствами.

Ядро атома.

В ядре атома сосредоточена основная часть его массы. Масса электронной оболочки составляет лишь доля процента массы атома. Атомные ядра представляют сложные образования, состоящие из элементарных частиц-протонов обладающих положительным электрическим зарядом, и не имеющих электрического заряда частиц - нейтронов.

Положительно заряженные частицы- протоны и электрически нейтральные частицы-нейтроны носят общее название нуклоны. Протоны и нейтроны в ядре атома связаны так называемыми ядерными силами.

Энергией связи ядра называют количество энергии, требующей для разделения ядра на отдельные нуклоны. Поскольку ядерные силы в миллионы раз превышают силы химических связей, то из этого следует, что ядро является соединением, прочность которого неизмеримо превышает прочность соединения атомов в молекуле.

При синтезе 1кг гелия из атома водорода выделяется количество тепла эквивалентное количеству тепла при сгорании 16000 т. угля, тогда как при расщеплении 1кг урана выделяется количества тепла, равное теплу выделяемому при сгорании 2700т угля.

Радиоактивность.

Радиоактивностью называют способность спонтанного превращения неустойчивых изотопов одного химического элемента в изотопы другого элемента сопровождающего испусканием альфа, бета и гамма лучей.

Превращение элементарных частиц (нейтронов, мезонов) так же иногда называют радиоактивностью.

Ядерные реакции.

Ядерными реакциями называют превращения атомных ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами и друг с другом.

В химических реакциях происходит перестройка внешних электронных оболочек атомов, и энергия этих реакций измеряется электрон-вольтами.

В ядерных реакциях происходит перестройка ядра атома, причём во многих случаях результатом перестройки является превращение одного химического элемента в другой. Энергия ядерных реакций измеряется миллионами электрон-вольт.

Деление ядер.

Открытие деления ядер урана, его экспериментальное подтверждение в 1930 дало возможность увидеть неисчерпаемые возможности применения в различных сферах народного хозяйства и в том числе получения энергии при строительстве атомных установок.

Цепная ядерная реакция.

Цепной ядерной реакцией называется реакция деления ядер атомов тяжёлых элементов под действием нейтронов, в каждом акте которой число нейтронов возрастает, в результате чего возрастает самоподдерживающийся процесс деления.

Цепные ядерные реакции относятся к классу экзотермических, то есть сопровождающихся выделением энергии.

Основы теории реакторов.

Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерного горючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомов этого горючего.

При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для искусственного гашения реакции используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов.

Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых коэффициент размножения нейтронов К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К = ∞ имеет максимальное значение.

Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и утечки.

Реактор с использованием отражателя уменьшает критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами.

Реакторы характеризуются циклами и типами реакторов.

Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.

Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор –конвектор;

Реактор-размножитель; реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы и другие.

Принципы регулирования мощности реактора.

Энергетический реактор должен работать устойчиво на различных уровнях мощности. Изменения уровня тепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, без скачков разгона мощности.

Система регулирования призвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие при изменениях в режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы в активную зону вводят по мере необходимости графитовые стержни, материал которых сильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощности соответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самым коэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а в целом их можно назвать управляющими или защитными.

Классификация реакторов.

Ядерные реакторы могут классифицироваться по различным признакам:

1) По назначению

2) По уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива;

3) По виду замедлителя нейтронов

4) По виду и агрегатному состоянию теплоносителя;

5) По признаку воспроизводства ядерного топлива;

6) По принципу размещения ядерного топлива в замедлителе,

7) По агрегатному состоянию ядерного топлива.

Реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые.

По уровню энергии реакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточных нейтронах.

По виду замедлителей нейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.

По виду теплоносителя: на водяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые.

По принципу воспроизводства ядерного топлива:

Реакторы на чистом делящем изотопе. С воспроизводством ядерного топлива (регенеративные) с расширенным воспроизводством (реакторы-размножители).

По принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные

По принципу агрегатного состояния делящего материала:

В форме твердого тела, реже в виде жидкости и газа.

Если ограничиться основными признаками, то может быть предложена следующая система обозначения типов реакторов

1. Реактор с водой в качестве замедлителя и теплоносителя на слабообогащённом уране (ВВР- Уно) или водо-водяной реактор (ВВР).

2. Реактор с тяжёлой водой в качестве замедлителя и обычной водой в качестве теплоносителя на природном уране. Обозначение: тяжёло-водяной реактор на природном уране (ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной реактор (ТВР) При использовании тяжёлой воды и в качестве

Теплоносителя будет (ТТР)

3. Реактор с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя на слабо обогащённом уране будет называться граффито-водяной на слабо обогащённом уране (ГВР-Уно) или граффито-водяной реактор (ГВР)

4. Реактор с графитом в виде замедлителя и газом в качестве теплоносителя на природном уране (ГГР-Уп) или граффито-газовый реактор (ГГР)

5. Реактор с кипящей водой в качестве замедлителя теплоносителя может быть обозначен ВВКР, такой же реактор на тяжёлой воде – ТТКР.

6. Реактор с графитом в качестве замедлителя и натрием в качестве теплоносителя может быть обозначен ГНР

7. Реактор с органическим замедлителем и теплоносителем может быть обозначен ООР

Основные характеристики реакторов АЭС

Конструктивная схема реактора.

Основными конструктивными узлами гетерогенного ядерного реактора являются: корпус; активная зона, состоящая из тепловыделяющих элементов, замедлителя и системы управления и защиты; отражатель нейтронов; система отвода тепла; тепловая защита; биологическая защита; система загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов. В реакторах - размножителях имеется также зона воспроизводства ядерного горючего со своей системой отвода тепла. В гомогенных реакторов вместо тепловыделяющих элементов имеется резервуар с раствором солей или взвесью делящихся материалов теплоносителя.

1-ый тип(а) – реактор, в котором замедлителем и отражателем нейтронов является графит. Графитовые блоки (параллепипеды призмы с внутренними каналами и размещёнными в них тепловыделяющими элементами образуют активную зону, обычно имеющую форму цилиндра или многогранной призмы. Каналы в графитовых блоках проходят по всей высоте активной зоны. В эти каналы вставляются трубы для размещения тепловыделяющих элементов. По кольцевой щели между тепловыделяющими элементами и направляющими трубами протекает теплоноситель. В качестве теплоносителя может использоваться вода, жидкие металл или газ. Часть каналов активной зоны, используется для размещения стержней системы управления и защиты. Вокруг активной зоны расположен отражатель нейтронов, также в виде кладки графитовых блоков. Каналы тепловыделяющих элементов проходят как через кладку активной зоны, так и через кладку отражателя.

При работе реактора графит нагревается до температуры при которой может окисляться. Для предотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичный кожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющих элементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружи стального кожуха размещается биологическая защита – специальный бетон. Между кожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона по которому циркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия в качестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой (например из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием при протечке его из контура циркуляции. Автоматические приводы регулирующих стержней получают импульс от ионизационных камер или счётчиков нейтронов. В ионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызывают падение напряжения между электродами к которым приложено разность потенцалов. Падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытые бором поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящих ионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорционально изменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камеры увеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их на соответствующую высоту.

Графитово-водяной реактор при охлаждении некипящей водой имеет относительно низкую температуру воды на выходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметры генерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.

В случае перегрева пара в активной зоне реактора КПД установки может быть значительно повышено. Применение газа или жидких металлов реактора по схеме 1 также позволит получить более высокие параметры вырабатывания пара и соответственно более высокий КПД установки. Граффито-водяные, водо-водяные и граффито-жидкометаллические реакторы требуют применения обогащённого урана.

На рисунке 1 показана принципиальная схема АЭС РБМК.

2

1 Рис.1

1-Графитовые блоки

(Замедлитель)

2-активная зона реактора

2.Тяжёловодно-газовый реактор 2 может работать на природном уране. Тепловыделяющий элемент такого реактора покружено в стальной или алюминиевый бак, заполненный до определённого уровня тяжёлой водой. Вокруг бака расположен графитовый отражатель – биологическая защита. Тепловыделяющие элементы имеют внутренние каналы для прохода газа, отводящего тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем также нагревается и требует своей системы охлаждения. Это осуществляется циркуляцией тяжёлой воды с помощью специального насоса и охлаждением её в теплообменнике проточной водой. Такой реактор имеет достаточно высокий КПД и относительно низкую топливную составляющую стоимость вырабатываемой электроэнергии.

Поскольку топливом служит природный уран, высокая стоимость тяжёлой воды и потери тепла, связанной её охлаждением являются его недостатками .

3. На рис в) изображён водо-водяной или тяжёловодный реактор в котором замедлителем и теплоносителем служит вода или тяжёлая вода.(ВВЭР).

4 Рис г) даёт представление о конструктивной схеме реактора кипящего типа. Этот тип даёт возможность изготавливать их с меньшей толщиной стенки, а так же их положительным свойством является возможность саморегулирования.

5. реактор- размножитель работает на быстрых нейтронах т.е. на обогащённом уране. Данные типы реакторы требует более высокой биологической защиты, и соответственно применение более дорогих материалов.

6. гомогенный реактор где при использовании природного урана замедлителем может быть только тяжёлая вода, при обогащённом уране обычная вода. Здесь деление ядер на быстрых нейтронах отсутствует. Относительно низкая плотность урана и резонансное поглощение требуют более высокой степени обогащения топлива делящимся изотопом.

Все конструкции реакторов имеют как и положительные, так и отрицательные стороны, которые всегда необходимо учитывать при проектировании с учётом привязки строительства к конкретным региональным условиям исходя из возможностей доставки сырья, опасностью загрязнения окружающей среды, источников водоснабжения и грунтовых вод.

При проектировании АЭС используется сложные математические расчёты, которые не смотря на современные аналитические возможности вычислительной техники не могут дать гарантированной правильности всех параметров. Поэтому все расчёты перепроверяются экспериментальной проверкой.

Это особенно важно при проверке критических размеров реактора на природном уране. Если довериться только теоретическим расчётом, то можно допустить серьёзный просчёт, исправить который будет весьма дорого и сложно.

Перезагрузка АЭС.

Периодическая перезагрузка АЭС требует очень тщательной подготовке и проводится как правило при остановленном реакторе ,так как повышенная радиоактивность требует отсутствия персонала в период загрузки и выгрузки, не смотря на то, что схема перезагрузки происходит в автоматическом режиме с использованием специальных контейнеров обеспечивающих не только автоматический режим, но и все требования техники безопасности с постоянным охлаждением.

Контейнера имеют толстые свинцовые оболочки, обеспечивающие допустимый фон радиации

Конструкции оборудования АЭС.

Граффито-водяные реакторы.

Граффито-водяной реактор АЭС АН является первым реактором, созданным для производства электроэнергии.

В центральной части графитовой кладки, высотой 4,6 м и диаметром 3м имеется 157 вертикальных отверстий диаметром 65 мм расположенных по треугольной решётке шагом 120 мм. В них расположены каналы с ТВЕ. Активная зона, в которой размещены каналы с ТВЕ, имеет диаметр 1.6метра и высоту 1.7 метра. Она окружена со всех сторон графитовым отражателем толщиной 0.7 м, графитовая кладка заключена в стальной корпус, приваренный к нижней стальной плите. Сверху кладка закрыта массивной чугунной плитой, через которую проходят каналы ТВЕ и системы регулирования. Стальной корпус заполнен инертным газом, предохраняющим графит от окисления. Вокруг корпуса расположен кольцеобразный резервуар водяной защиты с толщиной слоя воды 1м. Реактор расположен в бетонной шахте с толщиной стен 3м, служащий внешним слоем биологической защиты. В водяной защите расположено 12 вертикальных труб, в которых на высоте активной зоны расположены ионизационные камеры. В активной зоне имеется 128 каналов с ТВЕ. Конструкция такого канала показана на рисунке 2.

Цилиндрический канал диаметром 65 мм собран из графитовых втулок с пятью отверстиями, через которые проходят трубчатые ТВЕ. Вода опускается по центральной трубке сверху вниз и возвращается вверх по 4-ём трубчатым ТВЕ. Уран расположен снаружи этих трубок на высоте 1.7м. Тепловой поток каналов в центральной части активной зоны достигает 1.8 * 10⁶ Ккал/м² в час.

24 канала заняты стержнями регулирования из карбида бора. Четыре стержня автоматического регулирования мощности реактора размещены по переферии активной зоны. Восемнадцать стержней ручного регулирования размещены в центре активной зоны (6шт) по переферии (12шт.) Они служат для компенсировании запаса реактивности.

Имеются так же аварийный стержни для экстренного останова реактора. Все каналы стержней охлаждаются водой под давлением 5атм. И температурой от3 0 до 60 градусов. Тепловая мощность такого реактора равна 30 Мвт. Общая загрузка реактора составляет 550 кг урана содержащего 5% урана 235 т.е.количество урана 235 загружаемого в реактор составляет 27,5 кг. Расход урана за сутки составляет около 30 гр.

Водоводяной реактор АЭС ( ВВЭР)

Водоводяные реакторы с водой под давлением имеют корпус, выдерживающий рабочее давление теплоносителя (рис.3) В активную зону реактора загружаются тепловыделяющие сборки с ядерным топливом. Тепло, выделяющееся при делении ядерного топлива, нагревает воду, находящуюся в корпусе реактора , образуется слаборадиактивный, насыщенный пар, поступающий в парогенератор второго контура. В парогенераторе слаборадиоактивный пар отдаёт тепло воде, образуется насыщенный нерадиоактивный пар, направляемый в паровую турбину. При передпче тепла радиоактивного пара нерадиоактивной воде второго контура в парогенераторе возникают дополнительные (По сравнению с РБМК), потери тепла, что снижает КПД АЭС с реакторами ВВЭР до 30%.

АЭС с реакторами на быстрых нейтронах имеют трёхмерную схему: в первом контуре теплоносителем является радиоактивный натрий (или калий), во втором – нерадиоактивная натрий (или калий), в третьем – нерадиоактивная вода, нагреваемая в парогенераторе теплом нерадиоактивного натрия второго контура. Нерадиоактивный насыщенный пар третьего контура поступает в паровую турбину . КПД АЭС с реакторами на быстрых нейтронах составляет около 35%.

1 контур 2 контур

3

К

ЭГ Рис.3

2 4

1 К-р

ГЦН 1