Атомні електростанції 2

[ виправити ] текст може містити помилки, будь ласка перевіряйте перш ніж використовувати.

скачати

Зміст
1. Введення ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .... Стор.1
2.Фізіческіе основи ядерної енергетики ... ... ... ... ... ... ... Стр.2
3. Ядро атома ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стр.4
4. Радіоактивність ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .... Стр.4
5. Ядерні реакції ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стр.4
6. Поділ ядер ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. Стр.4
7. Ланцюгові ядерні реакції ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стор.5
8. Основи теорії реакторів ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стор.5
9. Принципи регулювання потужності реакторів ... ... ... Стор.6
10. Класифікація реакторів ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стр.7
11.Конструктівние схеми реакторів ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стр.9
12.Перезагрузка АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... стор.13
13.Конструкціі обладнання АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... стор.14
14. Схема трьохконтурних АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... стор.16
15.Теплообненнікі АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... стор.19
16.Турбомашіни АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... стор.20
17. Допоміжне обладнання АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... .. Стор. 20
18. Компонування обладнання АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... стор.21
19. Питання техніки безпеки на АЕС ... ... ... ... ... ... ... .. стор.21
20. Пересувні АЕС ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Стор. 24
21. Використана література ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. стор.26

Введення.
Стан та перспективи розвитку атомної енергетики.
Розвиток промисловості, транспорту, сільського та комунального господарства вимагає безперервного збільшення виробництва електроенергії.
Світове збільшення споживання енергії зростає з кожним роком.
Для прикладу: в 1952году воно становило в умовних одиницях 540 млн.т., а вже в 1980года 3567млн.т. практично за 28 років збільшилося більш ніж у 6.6 разів. При цьому необхідно відзначити, що запаси ядерного палива в 22 рази перевищують запаси органічного палива.
На 5-ї світової енергетичної конференції запаси палива були оцінені такими величинами:
1. Ядерне паливо ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. 520х10 6
2. Вугілля ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 55,5 х10 6
3. Нафта ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 0,37 х10 6
4. Натуральний газ ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .0,22 х10 6
5. Нафтові сланці ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 0,89 х10 6
6. Гудрон ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. 1,5 х 10 червня
7. Торф ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .... 0,37 х 10
Всього 58,85 х10 6
При сучасному рівні споживання енергії світові запасів за різними підрахунками кончутся через 100-400лет.
За прогнозами вчених споживання енергії буде різнитися 1950 року до 2050 року в 7 разів. Запаси ядерного палива можуть забезпечити потреби населення в енергії на значно довший період.
Не дивлячись на багаті природні ресурси Росії, в органічному паливі, а так само гідроенергоресурси великих річок (1200млрд. КВт годину) або 137 млн. кВт. годину вже сьогодні президент країни звернув особливу увагу на розвитку атомної енергетики. Враховуючи, що вугілля, нафта, газ, сланці, торф є цінною сировиною для різних галузей хімічної промисловості. З вугілля отримують кокс для металургії. Тому стоїть завдання зберегти для деяких галузей промисловості органічні запаси палива. Таких тенденцій дотримується і світова практика.
Враховуючи, що вартість енергії отримується на атомних станціях очікується бути нижче, ніж на вугільних і близька до вартості енергії на гідроелектростанціях, актуальність збільшення будівництв атомних електростанцій стає явною. Незважаючи на те, що атомні станції несуть в собі підвищену небезпеку, (радіоактивність у разі аварії)
Всі розвинуті країни, як Європи, так і Америки останнім часом активно ведуть нарощування їх будівництва, не кажучи про використання атомної енергії, як у цивільній, так і військовій техніці це атомохода, підводні човни, авіаносці.
Як у громадянській так і у військових напрямках пальма першості належала й належить Росії.
Рішення проблеми безпосереднього перетворення енергії розщеплення атомного ядра в електричну енергію дозволити значно знизити вартість вироблюваної електроенергії.

Фізичні основи ядерної енергетики.
Всі речовини в природі складаються з дрібних частинок - молекул, що знаходять в безперервному русі. Теплота тіла є результатом руху молекул.
Стан повного спокою молекул відповідає абсолютний нуль температури.
Молекули речовини складаються з атомів одного або декілька хімічних елементів.
Молекула сама дрібна частка даної речовини. Якщо розділити молекулу складного речовини на складові частини, то вийдуть атоми інших речовин.
Атом - найдрібніша частка даного хімічного елемента. Він не може ділитися далі хімічним способом на ще більш дрібні частинки, хоча і атом має свою внутрішню структуру і складається з позитивно зарядженого ядра і негативно зарядженої електронної оболонки.
Число електронів в оболонці лежить в межах від одного до ста одного. Останнє число електронів має елемент назва Менделєвій.
Цей елемент названий Менделєвій ім'ям Д.І. Менделєєва відкрив в 1869 році періодичний закон, згідно з яким фізико-хімічні властивості всіх елементів залежать від атомної ваги, причому через певні періоди зустрічаються елементи зі схожими фізико-хімічними властивостями.
Ядро атома.
У ядрі атома зосереджена основна частина його маси. Маса електронної оболонки становить лише частка відсотка маси атома. Атомні ядра представляють складні утворення, що складаються з елементарних часток-протонів володіють позитивним електричним зарядом, і не мають електричного заряду часток - нейтронів.
Позитивно заряджені частинки-протони і електрично нейтральні частинки-нейтрони носять загальну назву нуклони. Протони і нейтрони в ядрі атома пов'язані так званими ядерними силами.
Енергією зв'язку ядра називають кількість енергії, що вимагає для поділу ядра на окремі нуклони. Оскільки ядерні сили в мільйони разів перевищують сили хімічних зв'язків, то з цього випливає, що ядро ​​є з'єднанням, міцність якого незмірно перевищує міцність з'єднання атомів у молекулі.
При синтезі 1кг гелію з атома водню виділяється кількість тепла еквівалентне кількості тепла при згорянні 16000 т. вугілля, тоді як при розщепленні 1кг урану виділяється кількості тепла, рівне тепла виділяється при згорянні 2700т вугілля.
Радіоактивність.
Радіоактивністю називають здатність спонтанного перетворення нестійких ізотопів одного хімічного елемента в ізотоп іншого елемента супроводжуючого випусканням альфа, бета і гамма променів.
Перетворення елементарних частинок (нейтронів, мезонів) так само іноді називають радіоактивністю.
Ядерні реакції.
Ядерними реакціями називають перетворення атомних ядер в результаті їх взаємодії з елементарними частинками і один з одним.
У хімічних реакціях відбувається перебудова зовнішніх електронних оболонок атомів, і енергія цих реакцій вимірюється електрон-вольт.
У ядерних реакціях відбувається перебудова ядра атома, причому в багатьох випадках результатом перебудови є перетворення одного хімічного елемента в інший. Енергія ядерних реакцій вимірюється мільйонами електрон-вольт.
Поділ ядер.
Відкриття поділу ядер урану, його експериментальне підтвердження в 1930 дало можливість побачити невичерпні можливості застосування в різних сферах народного господарства і в тому числі отримання енергії при будівництві атомних установок.
Ланцюгова ядерна реакція.
 
Ланцюговий ядерною реакцією називається реакція поділу ядер атомів важких елементів під дією нейтронів, в кожному акті якої число нейтронів зростає, в результаті чого зростає самопідтримуючий процес поділу.
Ланцюгові ядерні реакції відносяться до класу екзотермічних, тобто супроводжуються виділенням енергії.
Основи теорії реакторів.
Ядерною енергетичним реактором називають агрегат, призначений для отримання тепла з ядерного пального шляхом самопідтримуючий керованої ланцюгової реакції, розподілу атомів цього пального.
При роботі ядерного реактора, для виключення виникнення ланцюгової реакції, для штучного гасіння реакції використовують сповільнювачі, методом автоматичного введення в реактор елементів уповільнювачів. Щоб підтримувати потужність реактора на постійному рівні, необхідно дотримуватися умова постійності середньої швидкості ділення ядер, так званий коефіцієнт розмноження нейтронів.
Атомний реактор характеризується критичними розмірами активної зони, при яких коефіцієнт розмноження нейтронів К = 1. Переймаючись складом ядерного ділить матеріалу, конструкційними матеріалами, сповільнювачем і теплоносієм, вибирають варіант, при якому К = ∞ має максимальне значення.
Ефективний коефіцієнт розмноження представляє собою відношення числа народжень нейтронів до числа актів їх загибелі в результаті поглинання та витоку.
Реактор з використанням відбивача зменшує критичні розміри активної зони, вирівнює розподіл потоку нейтронів і збільшує питому потужність реактора, віднесену до 1кг завантаженого в реактор ядерного пального. Розрахунок розмірів активної зони проводиться складними методами.
Реактори характеризуються циклами і типами реакторів.
Паливним циклом або циклом ядерного пального називаються сукупність послідовних перетворень палива в реакторі, а так само при переробці опроміненого палива після його вилучення з реактора з метою виділення вторинного палива та невигорілої первинного палива.
Паливний цикл визначає тип ядерного реактора: реактор-конвектор;
Реакторах; реактори на швидких, проміжних і теплових нейтронах, реактор на твердому, рідкому і газоподібному паливі; гомогенні реактори і гетерогенні реактори та інші.

Принципи регулювання потужності реактора.
Енергетичний реактор повинен працювати стало на різних рівнях потужності. Зміни рівня тепловиділення в реакторі має відбуватися досить швидко, але плавно, без стрибків розгону потужності.
Система регулювання покликана компенсувати зміни коефіцієнт К (реактивності), що виникають при змінах в режимі, включаючи пуск і зупинку. Для цього в процесі роботи в активну зону вводять в міру необхідності графітові стрижні, матеріал яких сильно поглинає теплові нейтрони. Для зменшення або збільшення потужності відповідно виводять або вводять зазначені стрижні, регулюючи тим самим коефіцієнт К. Стрижні використовуються як регулюючі, так і компенсуючі, а в цілому їх можна назвати керуючими або захисними.
Класифікація реакторів.
Ядерні реактори можуть класифікуватися за різними ознаками:
1) За призначенням
2) За рівнем енергії нейтронів, що викликають більшість поділів ядер палива;
3) По виду сповільнювача нейтронів
4) За видом і агрегатному стану теплоносія;
5) За ознакою відтворення ядерного палива;
6) За принципом розміщення ядерного палива в сповільнювачі,
7) За агрегатним станом ядерного палива.
Реактори, призначені для вироблення електричної або теплової енергії називаються енергетичними, так само реактори бувають технологічні та двухцелевие.
За рівнем енергії реактори поділяються: на теплових нейтронах, на швидких нейтронах, на проміжних нейтронах.
По виду уповільнювачів нейтронів: на водяні, важководні, графітові, органічні, берилієві.
По виду теплоносія: на водяні, важководні, жидкометаллическим, органічні, газові.
За принципом відтворення ядерного палива:
Реактори на чистому дробящийся ізотоп. З відтворенням ядерного палива (регенеративні) з розширеним відтворенням (реактори-концентратори).
За принципом ядерного пального: гетерогенні та гомогенні
За принципом агрегатного стану ділить матеріалу:
У формі твердого тіла, рідше у вигляді рідини і газу.
Якщо обмежитися основними ознаками, то може бути запропонована наступна система позначення типів реакторів
1. Реактор з водою як сповільнювач і теплоносія на низькозбагачений уран (ВВР-Уно) або водо-водяний реактор (ВВР).
2. Реактор з важкою водою як сповільнювач і звичайною водою як теплоносій на природному урані. Позначення: важко-водяний реактор на природному урані (ТВР-Уп) або важководних-водяний реактор (ТВР) При використанні важкої води і в якості
Теплоносія буде (ТТР)
3. Реактор з графітом як сповільнювач і водою як теплоносій на слабо збагаченому урані буде називатися графіто-водяний на слабо збагаченому урані (ГВР-Уно) або графіто-водяний реактор (ГВР)
4. Реактор з графітом у вигляді сповільнювача й газом в якості теплоносія на природному урані (SGP-Уп) або графіто-газовий реактор (SGP)
5. Реактор з киплячою водою як сповільнювач теплоносія може бути позначений ВВКР, такий же реактор на важкій воді - ТТКР.
6. Реактор з графітом як сповільнювач і натрієм в якості теплоносія може бути позначений ГНР
7. Реактор з органічним сповільнювачем і теплоносієм може бути позначений ООР
Основні характеристики реакторів АЕС
                      
АЕС
Характеристики реакторів
З реакторами на
теплових нейтронах
З реакторами на швидких нейтронах
Тип реактора
ВВЕР
РБМК
РБН
Теплоносій
Вода
вода
Рідкий Na, K, вода
Уповільнювач
Вода
графіт
відсутня
Вид ядерного палива
Слабо збагачений уран
Слабо збагачений уран
Високо збагачений уран або Pu-239
Збагачення ядерного палива по U-235,%
3-4
2-3
90
Кількість контурів циркуляції теплоносія
2
1
3
Тиск пари перед турбіною, МПа
4,0-6,0
6,0-6,5
6,0-6,5
ККД АЕС
≈ 30%
30-33%
≈ 35%
Конструктивна схема реактора.
Основними конструктивними вузлами гетерогенного ядерного реактора є: корпус; активна зона, що складається з тепловиділяючих елементів, сповільнювача й системи управління та захисту; відбивач нейтронів; система відведення тепла; тепловий захист; біологічний захист; система завантаження і вивантаження тепловиділяючих елементів. У реакторах - множителі є також зона відтворення ядерного пального зі своєю системою відводу тепла. У гомогенних реакторів замість тепловиділяючих елементів є резервуар з розчином солей або суспензією подільних матеріалів теплоносія.
Перший тип (а) - реактор, в якому сповільнювачем і відбивачем нейтронів є графіт. Графітові блоки (параллепіпеди призми з внутрішніми каналами і розміщеними в них тепловиділяючими елементами утворюють активну зону, зазвичай має форму циліндра або багатогранної призми. Канали в графітових блоках проходять по всій висоті активної зони. У ці канали вставляються труби для розміщення тепловиділяючих елементів. За кільцевої щілини між тепловиділяючими елементами і направляючими трубами протікає теплоносій. В якості теплоносія може використовуватися вода, рідкі метал або газ. Частина каналів активної зони, використовується для розміщення стержнів системи управління і захисту. Навколо активної зони розташований відбивач нейтронів, також у вигляді кладки графітових блоків. Канали тепловиділяючих елементів проходять як через кладку активної зони, так і через кладку відбивача.
При роботі реактора графіт нагрівається до температури при якій може окислюватися. Для запобігання окислення графітова кладка полягає в сталевій герметичний кожух, що заповнюється нейтральним газом (азот, гелій). Канали тепловиділяючих елементів можуть розміщуватися як вертикально, так і горизонтально. Зовні сталевого кожуха розміщується біологічний захист - спеціальний бетон. Між кожухом і бетоном може бути передбачений канал охолодження бетону по якому циркулює охолоджуюча середовище (повітря, вода). У разі застосування натрію в якості теплоносія, графітові блоки покриваються захисною оболонкою (наприклад з цирконію). Для запобігання просочування графіту натрієм при протікання його з контуру циркуляції. Автоматичні приводи регулюючих стрижнів отримують імпульс від іонізаційних камер або лічильників нейтронів. У іонізаційної камері, заповненої газом, швидкі заряджені частинки викликають падіння напруги між електродами до яких докладено різниця потенцалов. Падінні напруга в колі електродів пропорційно зміні щільності потоку частинок, іонізуючих газ. Поверхні електродів іонізаційних камер, вкриті бором поглинають нейтрони, викликаючи потік альфа-частинок також виробляють іонізацію. У таких приладах зміни сили струму в ланцюзі пропорційно зміні щільності потоку нейтронів. Слабкий струм, що виникає в ланцюзі іонізаційної камери посилюється електронними чи іншими підсилювачами. При збільшенні потоку нейтронів в реакторі сила струму в ланцюзі, іонізаційної камери збільшується і сервомотор автоматичного регулювання опускає регулюючий стрижень в активну зону на відповідну глибину. При ослабленні потоку нейтронів у реакторі відбувається зменшення сили струму в ланцюзі іонізаційної камери і привід регулюючих стрижнів автоматично піднімає їх на відповідну висоту.
Графітово-водяний реактор при охолодженні некіпящей водою має відносно низьку температуру води на виході, що зумовлює також відносно низькі початкові параметри генерується пара і відповідно низький ККД установки.
У разі перегріву пари в активній зоні реактора ККД установки може бути значно підвищений. Застосування газу або рідких металів реактора за схемою 1 також дозволить отримати більш високі параметри вироблення пари і відповідно більш високий ККД установки. Графіто-водяні, водо-водяні і графіто-жидкометаллическим реактори вимагають застосування збагаченого урану.

На малюнку 1 показана принципова схема АЕС РБМК.
ЕГ
К-р
ГЦН


2


1 Мал.1
1-Графітові блоки
(Уповільнювач)
2-активна зона реактора
2.Тяжеловодно-газовий реактор 2 може працювати на природному урані. Тепловиділяючий елемент такого реактора покружляв в сталевий або алюмінієвий бак, заповнений до певного рівня важкою водою. Навколо бака розташований графітовий відбивач - біологічний захист. Тепловиділяючі елементи мають внутрішні канали для проходу газу, який відводить тепло. Важка вода, що служить сповільнювачем також нагрівається і вимагає своєї системи охолодження. Це здійснюється циркуляцією важкої води за допомогою спеціального насоса і охолодженням її в теплообміннику проточною водою. Такий реактор має досить високий ККД і відносно низьку паливну складову вартість вироблюваної електроенергії.
Оскільки паливом служить природний уран, висока вартість важкої води і втрати тепла, пов'язаної її охолодженням є його недоліками.
3. На рис в) зображений водо-водяний або важководяний реактор в якому сповільнювачем і теплоносієм є вода або важка вода. (ВВЕР).
4 Рис г) дає уявлення про конструктивну схемою реактора киплячого типу. Цей тип дає можливість виготовляти їх з меншою товщиною стінки, а так само їх позитивною властивістю є можливість саморегулювання.
5. реакторах працює на швидких нейтронах тобто на збагаченому урані. Дані типи реактори вимагає більш високої біологічного захисту, і відповідно, застосування більш дорогих матеріалів.
6. гомогенний реактор де при використанні природного урану сповільнювачем може бути лише важка вода, при збагаченому урані звичайна вода. Тут поділ ядер на швидких нейтронах відсутня. Відносно низька щільність урану і резонансне поглинання вимагають більш високого ступеня збагачення палива ділився ізотопом.
Всі конструкції реакторів мають як і позитивні, так і негативні сторони, які завжди необхідно враховувати при проектуванні з урахуванням прив'язки будівництва до конкретних регіональних умов виходячи з можливостей доставки сировини, небезпекою забруднення навколишнього середовища, джерел водопостачання та грунтових вод.
При проектуванні АЕС використовується складні математичні розрахунки, які не дивлячись на сучасні аналітичні можливості обчислювальної техніки не можуть дати гарантованої правильності всіх параметрів. Тому всі розрахунки перепроверяются експериментальною перевіркою.
Це особливо важливо при перевірці критичних розмірів реактора на природному урані. Якщо довіритися лише теоретичним розрахунком, то можна допустити серйозний прорахунок, виправити який буде дуже дорого і складно.

Перезавантаження АЕС.
Періодична перезавантаження АЕС вимагає дуже ретельної підготовки і проводиться як правило при зупиненому реакторі, так як підвищена радіоактивність потребує відсутності персоналу в період завантаження і вивантаження, не дивлячись на те, що схема перезавантаження відбувається в автоматичному режимі з використанням спеціальних контейнерів забезпечують не тільки автоматичний режим, але і всі вимоги техніки безпеки з постійним охолодженням.
Контейнери мають товсті свинцеві оболонки, що забезпечують допустимий фон радіації
Конструкції обладнання АЕС.
Графіто-водяні реактори.
Графіто-водяний реактор АЕС АН є першим реактором, створеним для виробництва електроенергії.
У центральній частині графітової кладки, висотою 4,6 м і діаметром 3м є 157 вертикальних отворів діаметром 65 мм розташованих за трикутною решітці кроком 120 мм. У них розташовані канали з ТВЕ. Активна зона, в якій розміщені канали з ТВЕ, має діаметр 1.6метра і висоту 1.7 метра. Вона оточена з усіх сторін графітовим відбивачем товщиною 0.7 м, графітова кладка укладена в сталевий корпус, приварений до нижньої сталевій плиті. Зверху кладка закрита масивної чавунною плитою, через яку проходять канали ТВЕ і системою регулювання. Сталевий корпус заповнений інертним газом, що оберігає графіт від окислення. Навколо корпусу розташований кільцеподібний резервуар водяний захисту з товщиною шару води 1м. Реактор розташований в бетонній шахті з товщиною стін 3м, службовець зовнішнім шаром біологічного захисту. У водяній захисту розташовано 12 вертикальних труб, в яких на висоті активної зони розташовані іонізаційні камери. В активній зоні є 128 каналів з ТВЕ. Конструкція такого каналу показана на малюнку 2.
Циліндричний канал діаметром 65 мм зібраний з графітових втулок з п'ятьма отворами, через які проходять трубчасті ТВЕ. Вода опускається по центральній трубці зверху вниз і повертається вгору по 4-му трубчастим ТВЕ. Уран розташований зовні цих трубок на висоті 1.7м. Тепловий потік каналів в центральній частині активної зони досягає 1.8 * 10 6 Ккал / м 2 на годину.
24 каналу зайняті стрижнями регулювання з карбіду бору. Чотири стрижня автоматичного регулювання потужності реактора розміщені по периферії активної зони. Вісімнадцять стрижнів ручного регулювання розміщені в центрі активної зони (6шт) по периферії (12шт.) Вони служать для компенсування запасу реактивності.
Є також аварійний стрижні для екстреного зупинки реактора. Всі канали стрижнів охолоджуються водою під тиском 5атм. І температурою от3 0 до 60 градусів. Теплова потужність такого реактора дорівнює 30 МВт. Загальна завантаження реактора становить 550 кг урану містить 5% урану 235 т.е.колічество урану 235 завантаження в реактор складає 27,5 кг. Витрата урану за добу становить близько 30 гр.
Водоводяний реактор АЕС (ВВЕР)
Водоводяні реактори з водою під тиском мають корпус, що витримує робочий тиск теплоносія (рис.3) В активну зону реактора завантажуються тепловиділяючі збірки з ядерним паливом. Тепло, що виділяється при поділі ядерного палива, нагріває воду, яка знаходиться в корпусі реактора, утворюється слаборадіактівний, насичений пар, що надходить у резервуар для другого контуру. У парогенераторі слаборадиоактивний пар віддає тепло воді, утворюється насичений нерадіоактивних пар, що направляється в парову турбіну. При передпче тепла радіоактивної пари нерадіоактивних воді другого контуру в парогенераторі виникають додаткові (У порівнянні з РБМК), втрати тепла, що знижує ККД АЕС з реакторами ВВЕР до 30%.
АЕС з реакторами на швидких нейтронах мають тривимірну схему: у першому контурі теплоносієм є радіоактивний натрій (або калій), у другому - нерадіоактивних натрій (або калій), в третьому - нерадіоактивних вода, що нагрівається в парогенераторі теплом нерадіоактивного натрію другого контуру. Нерадіоактивні насичений пар третього контуру надходить у парову турбіну. ККД АЕС з реакторами на швидких нейтронах становить близько 35%.
1 контур 2 контур
3
                                                                 До
                                                                 ЕГ Рис.3
2 квітня
1 До-р
   ГЦН 1 Принципова теплова схема
ГЦН1, ГЦН2 -
Головні циркуляційні
Насоси першого і АЕС. 1-металевий корпус
Другого контурів ГЦН 2реактора; 2-активна зона;
3-вода; 4-парогенератор.

На схемі позначено:
1. Ядерний реактор з первинної біологічної захистом.
2. Вторинна біологічний захист.
3. Турбіна.
4. Генератор.
5. Конденсатор.
6. Циркуляційні насоси.
7. Регенеративний теплообмінник.
8. Резервуар з водою.
9. Парогенератор.
10. Проміжний теплообмінник.

Т - підвищувальний трансформатор.

ТСН - трансформатор власних потреб.

РУ ВН - розподільний пристрій високої напруги (110 кВ і вище).

РУ СН - розподільний пристрій власних потреб.

I, II, III - контури АЕС.
Установка, в якій відбувається керована ланцюгова ядерна реакція, називається ядерним реактором 1. У нього завантажується ядерне паливо, наприклад - уран -238. Ядерний реактор служить для нагріву теплоносія і представляє з себе, в принципі, котел.
Біологічний захист 2 виконує функції ізолятора реактора від навколишнього простору для того, щоб у нього не проникли потужні потоки нейтронів, альфа-, бета-, гамма-промені і осколки поділу. Біологічний захист призначена для створення безпечних умов роботи обслуговуючого персоналу.
Турбіна 3 призначена для перетворення енергії пари в механічну енергію обертання ротора електричного генератора. Генератор 4 виробляє електричну енергію, яка надходить на підвищувальний трансформатор Т, де перетвориться до необхідних величин для подальшої передачі в лінії електропередач. Частина енергії також передається на ТСН - понижуючий трансформатор власних потреб.
Відпрацьований в турбіні пара надходить у конденсатор. Конденсатор 5 служить для охолодження пари, яка, конденсуючись, потім подається циркуляційним насосом 6 через регенеративний обмінник 7 в парогенератор 9. У регенеративному обміннику вода охолоджується до вихідної величини.
Розігрітий в реакторі теплоносій першого контуру (Na) віддає тепло в проміжному теплообміннику 10 теплоносія другого контуру (Na). А той, у свою чергу, віддає тепло робочому тілу (H 2 O) в парогенераторі.
Циркуляційні насоси служать для руху теплоносія в контурах схеми, а також для подачі охолоджуючої води в конденсатор з резервуару 8.
Таким чином, принципово АЕС відрізняються від ТЕС тільки тим, що робоче тіло на них отримує тепло в парогенераторі при спалюванні ядерного палива в ядерному реакторі, а не органічного палива в котлах, як це має місце на ТЕС.
Багатоконтурна схема АЕС забезпечує радіаційну безпеку і створює зручності для обслуговування обладнання. Вибір числа контурів визначається в залежності від типу реактора і властивостей теплоносія, що характеризують його придатність для використання в якості робочого тіла в турбіні.
Теплообмінники АЕС.
Теплообмінник атомних електростанцій мають специфічні конструктивні особливості і значно більші питомі теплові навантаження в порівнянні з теплообмінниками звичайних електростанцій. Зменшення габаритів теплообмінників реакторної установки дозволяє зменшити розміри і вагу біологічного захисту, а отже, і капіталовкладення в будівництво АЕС.
Теплообмінники, по яких протікає радіоактивна та корозійні середа, виконуються з порівняно дорогий нержавіючої сталі. З метою економії цієї сталі поверхні нагрівання, трубні дошки і корпусу теплообмінників прагнуть виконувати з мінімальними товщинами, не допускаючи зайвих запасів міцності, але забезпечуючи необхідну надійність тривалої їх роботи.
Парогенераторної установка складається з горизонтальних парогенераторів насиченої пари тиском 32 а і 231о С.
Вода з реактора з температурою 275оС подається в вертикальний колектор діаметром 750 мм з якого розподіляється по пакетах трубок, далі вступає до циркулярному насосу контуру охолодження.
Трубні пакети занурені у водяній обсяг другого контуру, що заповнює міжтрубний простір вода, випаровується, отриманий пара проходить через паросепарірующіе пристрою і далі надходить у збірний паропровід до турбіни.
Поверхня нагріву парогенератора 1290 м2. Вона складається з двох коридорних пакетів по 975 трубок діаметром 21 мм з товщиною стінок 1,5 мм. Крок трубок в пакеті 36 мм. У трубному пакеті є 5 вертикальних коридорів, що поліпшують природну циркуляцію.
Турбомашини АЕС.
На діючих, що будують і проектованих атомних електростанціях застосовуються конденсаційні парові турбіни.
На АЕС з високотемпературними реакторами застосовуються спеціальні типи турбін, що працюють на насиченому або слабко перегрітому парі.
У корпусі турбіни є спеціальні виточки для уловлювання крапельної вологи. Сепаратори краплинної вологи можуть виконуватися відцентровими та інерційними. Проходячи по каналах двоходового гвинта в потоці пари, краплі вологи відцентровими силами відкидаються на стінки корпусу і стікають до дренажного отвору.
При повороті потоку пари на 180о, при вході у внутрішню трубу сепаратора також розвивається відцентрова сила, відкидаються краплі вологи вниз.
У сепараторах інерційного типу відділення краплинної вологи від потоку відбувається при ударі потоку об грати смуг.
Допоміжне обладнання.
Допоміжне обладнання АЕС газодувки, насоси, арматура, вимірювальні прилади мають специфічні особливості, які повинні забезпечувати більш високу надійність забезпечують більш тривалий термін роботи без профілактики. Забезпечуючі виключення витоку радіоактивного газу. Підвищену стійкість до корозії. Насоси безсальніковой конструкції, повинні забезпечувати високу герметичність.
Вся арматура виконується з сильфонні ущільненням штока.
Вся вимірювальна апаратура має так само свої конструктивні особливості, що забезпечують більш високу точність і надійність.
Компонування обладнання АЕС.
Основні вимоги до компонування обладнання:
1.Простота технологічної схеми забезпечує прямі і короткі трубопроводи, магістралі водяні і газові. Траси кабелів
2.Удобство і простота обслуговування, зручний доступ до всіх агрегатів.
3.Хорошее освітлення.
4. Компактне розташування агрегатів
5. Вентиляція забезпечує швидке і захоплюючі всі обсяги будівлі.
6. Підвищена жорсткість фундаменту.
7. Повинні бути передбачені транспортні пересувні пристрої, що забезпечують дезактивацію приміщень своїм устаткуванням і пристосуваннями.
Питання техніки безпеки на АЕС.
Питанням техніки безпеки на АЕС відводиться вкрай велика увага. Безпека персоналу АЕС і населення прилеглих до її території районів забезпечується системою заходів, що передбачаються проектування АЕС і виборі майданчика для її будівництва. Максимальна допустима радіоактивність води і ступінь забруднення водойм регламентуються "Санітарними правилами перевезення, зберігання, обліку та роботи з радіоактивними речовинами», затвердженими Головним санінспекторів Росії.
Цими правилами встановлено часові межі допустимих рівнів випромінювання.
Система біологічної безпеки та дозиметричного контролю АЕС, прийнята для АЕС АН Росії строго контролюється вищестоящими органами.
Основними джерелами радіоактивних забруднень на АЕС є вода контуру охолодження реактора і азот, що заповнює графітову кладку.
Активність повітря, що викидається в атмосферу визначається активністю аргону.
Жорстко перевіряється на допустимі дози активності вода з її довгоживучими сухими залишками натрію, марганцю, кальцію та іншими складовими
Радіоактивне повітря з надреактного простору розбавляється у загальній вентиляційній системі, поки активність не впаде до припустимої норми.
Викидається радіоактивна вода проходить обробку в спеціальному цеху, піддаючись витримці, розбавленню та очищення домішок включаючи випарювання.
Скидається вода першого контуру має малу активність і містить короткоживучі ізотопи. Вона піддається витримці і розведення. Час витримки складає 10-15суток. За цей період радіоактивність знижується до припустимої норми питної води і спускається в каналізацію. Зокрема в будівлі АЕС АН Росії є 28 вентиляційних систем вентиляції повітря з одного приміщення в інше.
Особливу увагу приділено простору над реактором, звідки радіоактивний газ може проникати в реакторний зал. Повітря між кожухом реактора і водяний захистом не вентилюється, так він є високо радіоактивним і викид його в атмосферу через трубу не допустимо, щоб уникнути забруднення навколишнього середовища.
Є система дозиметричного контролю як стаціонарна, так і індивідуальна. Крім цього, постійно ведеться забір повітря з різних приміщень з перевіркою його на радіоактивність в окремих лабораторіях дозиметричного контролю. Весь працюючий персонал має кишенькові фотокассети та кишенькові дозиметри.
При ремонті та обслуговуванні обладнання, вводиться регламентований час роботи персоналу. При роботі використовуються: пневмокостюми, протигази, рукавички, окуляри та інші засоби індивідуального захисту.
Проводиться попередня дезактивація обладнання і місць намічуваних робіт.
Для уникнення виносу радіоактивності на спецодязі організуються спецсанпости.
При виході із зони радіоактивності, персонал знімає захисний спецодяг, приймає душ і переодягається в чистий одяг.
Використана одяг віддається в спеціальну пральню або знищується.
Порушення правил дозиметричного контролю може призвести до непоправних наслідків.
Світова історія експлуатації АЕС знає багато прикладів, які мали місце в країнах Канади, США. Франції, Англії. Югославії. Свіжі ще події Чорнобильської аварії. Всі випадки приводило до тих або складним, а часто і тяжким наслідком були причиною певних НЕ доробок, часом халатності або ігнорування правил експлуатації АЕС.

Література.
1. Атомні енергетичні станції ... ... ... ... ... ... .. А.А. Канаєв 1961
2. Майже все про ланцюговому реакторі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... Л. Матвєєв 1990
3. Атомна енергетика ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... А.П. Александров 1978
4. Енергія майбутнього ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... А І. Проценко 1985
5. Економіка електроенергетики ... ... ... ... ... ... ... ... Фоміна 2005
Додати в блог або на сайт

Цей текст може містити помилки.

Фізика та енергетика | Реферат
85.5кб. | скачати


Схожі роботи:
Атомні електростанції
Атомні електростанції Майбутнє ядерної енергетики в Республіці Білорусь
Корабельні атомні енергетичні установки
Припливні електростанції 2
Припливні електростанції
Припливні електростанції
Розробка схеми суднової електростанції
Припливні океанічні електростанції і їх екологічні проблеми
Вибір схем видачі потужності електростанції типу АЕС
© Усі права захищені
написати до нас