Атомні електростанції
Загальні положення. Атомні електростанції (АЕС) - це по суті теплові електростанції, які використовують теплову енергію ядерних реакцій.
Можливість використання ядерного палива, в основному урану 235 U, в якості джерела теплоти пов'язана із здійсненням ланцюгової реакції розподілу речовини і виділенням при цьому величезної кількості енергії. Самопідтримується і регульована ланцюгова реакція поділу ядер урану забезпечується в ядерному реакторі. Зважаючи на ефективності розподілу ядер урану 235 U при бомбардуванні їх повільними тепловими нейтронами поки переважають реактори на повільних теплових нейтронах. В якості ядерного пального використовують зазвичай ізотоп урану 235 U, зміст якого в природному урані становить 0,714%; основна маса урану - ізотоп 238 U (99,28%). Ядерне паливо використовують зазвичай у твердому вигляді. Його укладають у запобіжну оболонку. Такого роду тепловиділяючі елементи називають твелів, їх встановлюють в робочих каналах активної зони ректора. Теплова енергія, що виділяються при реакції поділу, відводиться з активної зони реактора за допомогою теплоносія, що прокачують під тиском через кожен робочий канал або через всю активну зону. Найбільш поширеним теплоносієм є вода, яку ретельно очищають.
Реактори з водяним теплоносієм можуть працювати в водному або паровому режимі. У другому випадку пара виходить безпосередньо в активній зоні реактора.
При ділення ядер урану або плутонію утворюються швидкі нейтрони, енергія яких велика. У природному або низькозбагачений уран, де вміст 235 U невелика, ланцюгова реакція на швидких нейтронах не розвивається. Тому швидкі нейтрони сповільнюються до теплових (повільних) нейтронів. Як сповільнювачів можуть використовують речовини, які містять елементи з малою атомною масою, що володіють низькою поглинаючою здатністю по відношенню до нейтронам. Основними сповільнювачами є вода, важка вода, графіт.
В даний час найбільш освоєні реактори на теплових нейтронах. Такі реактори конструктивно простіше і легше керовані в порівнянні з реакторами на швидких нейтронах. Однак перспективним напрямком є використання реакторів на швидких нейтронах з розширеним відтворенням ядерного пального - плутонію; таким чином може бути використана велика частина 238 U.
На атомних станціях Росії використовують ядерні реактори наступних основних типів:
РВПК (реактор великої потужності, канальний) - реактор на теплових нейтронах, водо-графітовий;
ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) - реактор на теплових нейтронах, корпусного типу;
БН - реактор на швидких нейтронах з жидкометаллическим натрієвим теплоносієм.
Одинична потужність ядерних енергоблоків досягла 1500 Мвт. В даний час вважається, що одинична потужність енергоблоку АЕС обмежується не стільки технічними міркуваннями, скільки умовами безпеки при аваріях з реакторами.
Діючі в даний час АЕС за технологічними вимогами працюють головним чином в базовій частині графіка навантаження енергосистеми з тривалістю використання встановленої потужності 6500 ... 7000 год / рік
Схеми АЕС. Технологічна схема АЕС залежить від типу реактора, виду теплоносія і сповільнювача, а також від ряду інших чинників. Схема може бути одноконтурною, двоконтурною і трьохконтурних. На малюнку 1 як приклад представлена (1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - турбіна, 4 - трансформатор; 5 - генератор, 6 - конденсатор турбіни; 7 - конденсатний (поживний) насос, 8 - головний циркулярний насос.)
двоконтурна схема АЕС для електростанції з реактором типу ВВЕР. Видно, що це схема близька до схеми КЕС, проте замість парогенератора на органічному паливі тут використовується ядерна установка.
Атомні електростанції так само, як і КЕС, будуються за блоковим принципом як у тепломеханічне, так і в електричній частині.
Ядерне паливо володіє дуже високою теплотворною здатністю (1кг 235 U замінює 2900 т вугілля), тому АЕС особливо ефективно в районах, бідних паливними ресурсами, на приклад в європейській частині Росії.
Атомні електростанції вигідно оснащувати енергоблоками великою потужністю. Тоді за своїми техніко-економічними показниками вони не поступаються КЕС, а в ряді випадків і перевершують їх. В даний час розроблено реактори електричною потужністю 440 і 1000 МВт типу ВВЕР, а так само 1000 і 1500 МВт типу РБМК. При цьому енергоблок формується таким чином: реактор поєднується з двома турбоагрегатами (реактор ВВЕР-440 і два турбоагрегату по 220 МВт; реактор ВВЕР -1000 і два турбоагрегату по 500 МВт; реактор РБМК-1500 і два турбоагрегату по 750 МВт) або з турбоагрегатом однакової потужності (реактор 1000 МВт і турбоагрегат 1000 МВт одиничної потужності).
Перспективними є АЕС з реакторами на швидких нейтронах, які можуть використовуватися для отримання тепла й електроенергії, а також я для відтворення ядерного палива. Реактор типу БН має активну зону (рисунок 2, а),
Схема виконання активної зони реактора
де відбувається ядерна реакція з виділенням потоку швидких нейтронів. Ці нейтрони впливають на елементи з 238 U, що звичайно в ядерних реакціях не застосовується, і перетворюють його в плутоній 239 Pu, який може бути згодом використаний на АЕС у якості ядерного палива. Теплота ядерної реакції відводиться рідким натрієм і використовується для вироблення електроенергії.
Схема АЕС з реактором типу БН (рис 2, б-)
Технологічна Схема - (1 - реактор; 2 - теплообмінник першого контуру; 3 - теплообмінник (барабан) другого контуру; 4 - парова турбіна, 5 - підвищувальний трансформатор; 6 - генератор; 7 - конденсатор; 8,9,10 - насоси)
триконтурна, у двох з них використовується рідкий натрій (в контурі реактора і проміжному). Рідкий натрій бурхливо реагує з водою і водяною парою. Тому, щоб уникнути при аваріях контакту радіоактивного натрію першого контуру з водою або водяною парою, виконують другий (проміжний) контур, теплоносієм в якому є нерадіоактивних натрій. Робочим тілом третього контуру є вода і водяна пара.
В даний час в експлуатації знаходяться ряд енергоблоків типу БН, з них найбільш великий БН-600.
Атомні електростанції не мають викидів димових газів і не мають відходів у вигляді золи і шлаків. Однак питомі тепловиділення в охолоджуючу воду у АЕС більше, ніж ТЕС, внаслідок більшої питомої витрати пари, а отже, і великих питомих витрат охолоджуючої води. Тому на більшості нових АЕС передбачається установка градирень, в яких тепло від охолоджуючої води відводиться в атмосферу.
Особливістю АЕС є необхідність поховання радіоактивних відходів. Це робиться в спеціальних могильниках, які виключають можливість впливу радіації на людей.
Щоб уникнути впливу можливим радіоактивних викидів АЕС на людей при аваріях, приймають спеціальні заходи щодо підвищення надійності устаткування (дублювання системи безпеки тощо), а навколо станції створюють санітарно-захисну зону.
Застосування атомної енергії дозволяє розширити енергетичні ресурси, сприяючи цим збереженню ресурсів органічного палива, знизити вартість електричної енергії, що особливо важливо для районів, питомих від джерел палива, знизити забруднення атмосфери, розвантажити транспорт, який виконує перевезення палива, допомогти в постачання електроенергією і теплом виробництв, використовують нові технології (наприклад, зайнятих опрісненням морської води і розширенням ресурсів прісної води).
Що стосується забруднення, то при використання АЕС відпадає проблема нестачі кисню середовищі, яка характерна для теплової електростанції через його використання для горіння органічного палива. Відсутній викид з димовими газами золи. У зв'язку з проблемою боротьби з забрудненням повітряного середовища важливо відзначити доцільність впровадження також атомних ТЕЦ, так як ТЕЦ зазвичай розташовуються поблизу теплових споживачів, промислових вузлів та великих населених пунктів, де чистота середовища особливо необхідна.
При роботі АЕС, не споживають органічне паливо (вугілля, нафта, газ), в атмосферу не викидаються оксиди сірки, азоту, вуглекислий газ. Це дозволяє знизити парниковий ефект, що веде до глобальної зміни клімату.
У багатьох країнах атомні станції вже виробляють більше половини електроенергії (у Франції - близько 75%, у Бельгії - близько 65%), в Росії тільки 15%.
Уроки аварії на Чорнобильській АЕС (у квітні 1986 р.) зажадали істотно (у багато разів) підвищити безпеку АЕС і змусили відмовитися від будівництва АЕС у густонаселених та сейсмоактивних районах. Тим не менше з урахуванням екологічної ситуації атомну енергетику слід розглядати як перспективну.
У Росії на АЕС стабільно вироблялося близько 120 млрд кВт • г електричної енергії на рік.
За даними Росенергоатому, буде спостерігатися подальші розвиток атомної енергетики як за потужністю АЕС, так і за кількістю вироблюваної електричної енергії на АЕС Росії.
Загальні положення. Атомні електростанції (АЕС) - це по суті теплові електростанції, які використовують теплову енергію ядерних реакцій.
Можливість використання ядерного палива, в основному урану 235 U, в якості джерела теплоти пов'язана із здійсненням ланцюгової реакції розподілу речовини і виділенням при цьому величезної кількості енергії. Самопідтримується і регульована ланцюгова реакція поділу ядер урану забезпечується в ядерному реакторі. Зважаючи на ефективності розподілу ядер урану 235 U при бомбардуванні їх повільними тепловими нейтронами поки переважають реактори на повільних теплових нейтронах. В якості ядерного пального використовують зазвичай ізотоп урану 235 U, зміст якого в природному урані становить 0,714%; основна маса урану - ізотоп 238 U (99,28%). Ядерне паливо використовують зазвичай у твердому вигляді. Його укладають у запобіжну оболонку. Такого роду тепловиділяючі елементи називають твелів, їх встановлюють в робочих каналах активної зони ректора. Теплова енергія, що виділяються при реакції поділу, відводиться з активної зони реактора за допомогою теплоносія, що прокачують під тиском через кожен робочий канал або через всю активну зону. Найбільш поширеним теплоносієм є вода, яку ретельно очищають.
Реактори з водяним теплоносієм можуть працювати в водному або паровому режимі. У другому випадку пара виходить безпосередньо в активній зоні реактора.
При ділення ядер урану або плутонію утворюються швидкі нейтрони, енергія яких велика. У природному або низькозбагачений уран, де вміст 235 U невелика, ланцюгова реакція на швидких нейтронах не розвивається. Тому швидкі нейтрони сповільнюються до теплових (повільних) нейтронів. Як сповільнювачів можуть використовують речовини, які містять елементи з малою атомною масою, що володіють низькою поглинаючою здатністю по відношенню до нейтронам. Основними сповільнювачами є вода, важка вода, графіт.
В даний час найбільш освоєні реактори на теплових нейтронах. Такі реактори конструктивно простіше і легше керовані в порівнянні з реакторами на швидких нейтронах. Однак перспективним напрямком є використання реакторів на швидких нейтронах з розширеним відтворенням ядерного пального - плутонію; таким чином може бути використана велика частина 238 U.
На атомних станціях Росії використовують ядерні реактори наступних основних типів:
РВПК (реактор великої потужності, канальний) - реактор на теплових нейтронах, водо-графітовий;
ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) - реактор на теплових нейтронах, корпусного типу;
БН - реактор на швидких нейтронах з жидкометаллическим натрієвим теплоносієм.
Одинична потужність ядерних енергоблоків досягла 1500 Мвт. В даний час вважається, що одинична потужність енергоблоку АЕС обмежується не стільки технічними міркуваннями, скільки умовами безпеки при аваріях з реакторами.
Діючі в даний час АЕС за технологічними вимогами працюють головним чином в базовій частині графіка навантаження енергосистеми з тривалістю використання встановленої потужності 6500 ... 7000 год / рік
Схеми АЕС. Технологічна схема АЕС залежить від типу реактора, виду теплоносія і сповільнювача, а також від ряду інших чинників. Схема може бути одноконтурною, двоконтурною і трьохконтурних. На малюнку 1 як приклад представлена (1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - турбіна, 4 - трансформатор; 5 - генератор, 6 - конденсатор турбіни; 7 - конденсатний (поживний) насос, 8 - головний циркулярний насос.)
двоконтурна схема АЕС для електростанції з реактором типу ВВЕР. Видно, що це схема близька до схеми КЕС, проте замість парогенератора на органічному паливі тут використовується ядерна установка.
Атомні електростанції так само, як і КЕС, будуються за блоковим принципом як у тепломеханічне, так і в електричній частині.
Ядерне паливо володіє дуже високою теплотворною здатністю (1кг 235 U замінює 2900 т вугілля), тому АЕС особливо ефективно в районах, бідних паливними ресурсами, на приклад в європейській частині Росії.
Атомні електростанції вигідно оснащувати енергоблоками великою потужністю. Тоді за своїми техніко-економічними показниками вони не поступаються КЕС, а в ряді випадків і перевершують їх. В даний час розроблено реактори електричною потужністю 440 і 1000 МВт типу ВВЕР, а так само 1000 і 1500 МВт типу РБМК. При цьому енергоблок формується таким чином: реактор поєднується з двома турбоагрегатами (реактор ВВЕР-440 і два турбоагрегату по 220 МВт; реактор ВВЕР -1000 і два турбоагрегату по 500 МВт; реактор РБМК-1500 і два турбоагрегату по 750 МВт) або з турбоагрегатом однакової потужності (реактор 1000 МВт і турбоагрегат 1000 МВт одиничної потужності).
Перспективними є АЕС з реакторами на швидких нейтронах, які можуть використовуватися для отримання тепла й електроенергії, а також я для відтворення ядерного палива. Реактор типу БН має активну зону (рисунок 2, а),
Схема виконання активної зони реактора
де відбувається ядерна реакція з виділенням потоку швидких нейтронів. Ці нейтрони впливають на елементи з 238 U, що звичайно в ядерних реакціях не застосовується, і перетворюють його в плутоній 239 Pu, який може бути згодом використаний на АЕС у якості ядерного палива. Теплота ядерної реакції відводиться рідким натрієм і використовується для вироблення електроенергії.
Схема АЕС з реактором типу БН (рис 2, б-)
триконтурна, у двох з них використовується рідкий натрій (в контурі реактора і проміжному). Рідкий натрій бурхливо реагує з водою і водяною парою. Тому, щоб уникнути при аваріях контакту радіоактивного натрію першого контуру з водою або водяною парою, виконують другий (проміжний) контур, теплоносієм в якому є нерадіоактивних натрій. Робочим тілом третього контуру є вода і водяна пара.
В даний час в експлуатації знаходяться ряд енергоблоків типу БН, з них найбільш великий БН-600.
Атомні електростанції не мають викидів димових газів і не мають відходів у вигляді золи і шлаків. Однак питомі тепловиділення в охолоджуючу воду у АЕС більше, ніж ТЕС, внаслідок більшої питомої витрати пари, а отже, і великих питомих витрат охолоджуючої води. Тому на більшості нових АЕС передбачається установка градирень, в яких тепло від охолоджуючої води відводиться в атмосферу.
Особливістю АЕС є необхідність поховання радіоактивних відходів. Це робиться в спеціальних могильниках, які виключають можливість впливу радіації на людей.
Щоб уникнути впливу можливим радіоактивних викидів АЕС на людей при аваріях, приймають спеціальні заходи щодо підвищення надійності устаткування (дублювання системи безпеки тощо), а навколо станції створюють санітарно-захисну зону.
Застосування атомної енергії дозволяє розширити енергетичні ресурси, сприяючи цим збереженню ресурсів органічного палива, знизити вартість електричної енергії, що особливо важливо для районів, питомих від джерел палива, знизити забруднення атмосфери, розвантажити транспорт, який виконує перевезення палива, допомогти в постачання електроенергією і теплом виробництв, використовують нові технології (наприклад, зайнятих опрісненням морської води і розширенням ресурсів прісної води).
Що стосується забруднення, то при використання АЕС відпадає проблема нестачі кисню середовищі, яка характерна для теплової електростанції через його використання для горіння органічного палива. Відсутній викид з димовими газами золи. У зв'язку з проблемою боротьби з забрудненням повітряного середовища важливо відзначити доцільність впровадження також атомних ТЕЦ, так як ТЕЦ зазвичай розташовуються поблизу теплових споживачів, промислових вузлів та великих населених пунктів, де чистота середовища особливо необхідна.
При роботі АЕС, не споживають органічне паливо (вугілля, нафта, газ), в атмосферу не викидаються оксиди сірки, азоту, вуглекислий газ. Це дозволяє знизити парниковий ефект, що веде до глобальної зміни клімату.
У багатьох країнах атомні станції вже виробляють більше половини електроенергії (у Франції - близько 75%, у Бельгії - близько 65%), в Росії тільки 15%.
Уроки аварії на Чорнобильській АЕС (у квітні 1986 р.) зажадали істотно (у багато разів) підвищити безпеку АЕС і змусили відмовитися від будівництва АЕС у густонаселених та сейсмоактивних районах. Тим не менше з урахуванням екологічної ситуації атомну енергетику слід розглядати як перспективну.
У Росії на АЕС стабільно вироблялося близько 120 млрд кВт • г електричної енергії на рік.
За даними Росенергоатому, буде спостерігатися подальші розвиток атомної енергетики як за потужністю АЕС, так і за кількістю вироблюваної електричної енергії на АЕС Росії.