Атомные электростанции

Размещено на http://www.allbest.ru/

Атомные электростанции

Атомная электростанция - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Принцип работы атомной электростанции очень прост - это обычное преобразование тепловой энергии в электрическую. Иными словами АЭС работают по тому же принципу, что и обычные тепловые электростанции, с одним лишь отличием - для нагрева воды используется энергия, получаемая при распаде ядер урана. Источником тепловой энергии в АЭС служит ядерный реактор, в котором протекает управляемая ядерная реакция.

Реакторная установка РБМК- 1000 является одноконтурной по теплоносителю, поскольку вода пройдя реактор, нагревшись и частично испарившись, в виде пара поступает в турбину и совершив работу снова возвращается в реактор. Но в тепловой схеме можно выделить два тепловых контура, со своими источниками и потребителями тепловой энергии.

Рассмотрим упрощённую принципиальную тепловую схему AЭС с реактором типа РБМК-1000

Контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ)

Источником тепловой энергии, как и на всех АЭС, является активная зона реактора. В качестве теплоносителя используется вода, которая проходя через активную зону реактора частично испаряется. На выходе из реактора вода содержит в среднем 15% пара. Давление воды в трактах теплоносителя 0.7 МПа (около 70 атм.) при таком давлении температура кипения воды 284 0С. Пароводяная смесь из реактора направляется в барабан сепаратор, который в тепловом контуре, выполняет роль потребителя тепловой энергии. В барабане сепараторе из пароводяной смеси забирается пар и добавляется питательная вода, на выходе из барабана сепаратора мы получаем воду в качестве "холодного" теплоносителя, причем температура практически остается такой же. В качестве способа теплообмена используется вынужденная конвекция, другими словами используется насос для прокачки теплоносителя через активную зону реактора.

На основании выше сказанного можно изобразить тепловую схему, для контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора РБМК-1000

Второй тепловой контур

Рассмотрим второй тепловой контур. Барабан сепаратор, забирая тепловую энергию вместе с паром из первого контура, где он является потребителем, отдает ее во второй контур. Следовательно он является источником тепловой энергии для второго теплового контура.

"Горячим" теплоносителем является пар, отделенный от пароводяной смеси в барабане сепараторе. Температура пара около 284 0С, давление Р = 7 МПа. После барабана сепаратора, пар поступает в турбину, где он вращает ротор (происходит преобразование тепловой энергии в механическую), турбина является потребителем тепловой энергии. С ротором турбины жестко связан ротор электрического генератора, вырабатывающий электроэнергию. Параметры пара на выходе из турбины: температура 30 0 С, давление P = 0.004 МПа. После турбины пар необходимо перевести в жидкое состояние, то есть превратить в воду, этот процесс происходит в конденсаторе. Пар в конденсаторе передает свою тепловую энергию воде, которая поступает из пруда охладителя, конденсатор, таким образом, также является потребителем энергии. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является "холодным" теплоносителем для второго теплового контура. Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан сепаратор.

Следует понимать, что выше описанная схема является, только приближением к реальной тепловой схеме. В ней отражены только ключевые элементы, необходимые для понятия базовых принципов работы энергоустановки. Такие важные элементы как деаэратор, конденсатный насос, промежуточные подогреватели, не показаны в данной схеме. Потери тепловой энергии в тепловом контуре

В схеме присутствуют два потребителя тепловой энергии. Первый - турбина преобразует тепловую энергию в механическую, которая в генераторе преобразуется в электрическую, таким образом совершается полезное преобразование энергии. Второй потребитель - конденсатор превращает тепловую энергию пара в тепловую энергию воды водохранилища. Тепловая мощность реактора РБМК-1000 приблизительно 3200 МВт, а электрическая мощность реакторной установки 1000 МВт.

2200 МВт тратится на обогрев водохранилища и окружающей среды. Получение незамерзающего зимой водоема с большой натяжкой можно назвать полезным преобразованием энергии, однако обойтись без таких потерь тепловой энергии невозможно. В термодинамике есть теорема о предельном КПД (коэффициент полезного действия) для преобразования тепловой энергии в механическую.

Попробуем понять, не пользуясь этой теоремой, необходимость конденсатора в тепловой схеме. В турбине происходит снижение температуры и давления пара за счет совершения работы (вращение ротора), понятно что температуру и давление нельзя снижать бесконечно (без дополнительных и дорогих установок), поэтому на выходе из турбины мы получаем пар с температурой 300С, давлением P = 0.004 МПа (0.04атм.). Однако даже такой пар, который нельзя использовать, ни для обогрева, ни для вращения ротора турбины, содержит количество тепловой энергии почти в два раза большее чем он отдал, проходя через турбину. Эта энергия передается охлаждающей воде в конденсаторе при превращении пара в воду, температура при этом остается приблизительно 300С.

Теплообмен в активной зоне реактора

Рассмотрим более подробно источник тепловой энергии АЭС. Как уже говорилось ядерная энергия высвобождается в результате деления ядер. Основным делящимся элементом, в большинстве современных энергетических реакторов, являются ядра урана, а именно изотопа с атомной массой 235 ( 235U ).

Схема второго теплового контура

Обычно топливо применяется в виде таблеток UO2 помещенных в металлическую трубку. В реакторе РБМК трубка диаметром 13.5 мм выполнена из циркониевого сплава. Герметично заваренная заглушками трубка, с таблетками топлива называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). ТВЭЛы, в работающем реакторе, омываются потоком теплоносителя. атомный электростанция реактор тепловой

В результате деления, тепловая энергия выделяется в таблетке, которая нагревается. За счет теплопроводности тепловая энергия передается на оболочку. Теплоноситель, омывая оболочку, снимает тепловую энергию и нагревается, в РБМК теплоноситель частично испаряется Чем больше разность температур между горячей и холодной точками, тем больше тепловой поток. Однако температуру нельзя поднимать до бесконечности, максимальная температура таблетки топлива ограничена температурой плавления, для UO2 она составляет приблизительно 1800 град С. Самая горячая точка таблетки находится в ее середине. Для оболочки ТВЭЛа из циркония, максимальная температура 320-350 0С.

При большей температуре его прочностные характеристики ухудшаются (повышается ползучесть). В процессе эксплуатации реактора необходимо не допускать превышение предельных температур, поскольку разрушение ТВЭЛа ведет к выходу сильно радиоактивных продуктов деления в теплоноситель и их разнос по трубопроводам.

Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 г. Мощность ее была весьма скромной - 5 МВт. Однако она сыграла огромную роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.

В 1958 году было начато строительство Белоярской АЭС с водографитовым реактором канального типа с перегревом пара в активной зоне.

Первоначальный период развития атомной энергетики характеризуется широким охватом вариантных и страхующих направлений. В 1954 году форсированно прорабатывались два направления двухцелевых реакторов, которые могли бы сочетать производство электроэнергии и наработку оружейного плутония: графитоводяной с циркониевыми и стальными трубами (прототип канального реактора большой мощности - РБМК) и водяной корпусной (прототип водо-водяного корпусного энергетического реактора - ВВЭР).

Начало работы над проектом ВВЭР относится к 1954-1955 гг. Первый энергоблок реактора данного типа на Нововоронежской АЭС был включен в сеть в 1964 году и выведен из эксплуатации в 1984 году. Второй проработал с 1969 по 1990 гг.

Реализованы были также энергоблоки с графитовыми водоохлаждаемыми реакторами, развивающие принципиальные конструктивные решения по активной зоне и каналам с тепловыделяющими элементами, примененные на Обнинской АЭС. Это - и 1-й, и 2-й энергоблоки Белоярской АЭС, и четыре энергоблока Билибинской АЭС. На реакторах Белоярской АЭС (типа АМБ) был осуществлен ядерный перегрев турбинного пара, а на реакторах Билибинской АЭС реализована схема естественной циркуляции первичного теплоносителя через каналы реактора. Энергоблок №1 Белоярской АЭС проработал с 1964 по 1983 годы, а энергоблок №2 - с 1967 по 1990 гг. Энергоблоки Билибинской АЭС работают на электрическую сеть начиная с 1974 года.

В 1962 году в программу развития атомной энергетики кроме реакторов АМБ ( водографитовый канальный реактор на тепловых нейтронах -«Атом Мирный Большой» ) и ВВЭР были включены также газографитовый и тяжеловодный реакторы. Впоследствии тяжеловодный реактор был заменен водо-водяным, а газографитовый - реактором на быстрых нейтронах (БН).

Начало работы над реакторами РБМК относится к 1963 году. Первый вариант реактора представлял собой развитие двухцелевого направления на металлическом уране с циркониевыми канальными трубами. В 1967 году реактор приобрел свой окончательный вид чисто энергетического реактора с двуокисным топливом. Первый энергоблок с подобным реактором пущен в 1973 году на Ленинградской АЭС, а всего с 1973 по 1978 годы введено в эксплуатацию 6 таких блоков на Ленинградской и Курской АЭС.

26 апреля 1986 года авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС заставила пересмотреть физические особенности реакторов РБМК, ужесточить требования технологического регламента в целях повышения безопасности данных реакторов. Сегодня водо-водяные реакторы под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа являются основными в российской атомной энергетике. Так, на 10 атомных электростанциях России (включая десятую строящуюся Ростовскую АЭС) эксплуатируется 29 энергоблоков установленной мощностью 21242 МВт.

Действующие атомные станции (Россия):

Балаковская, Белоярская, Билибинская, Волгодонская, Калининская, Кольская, Курская, Ленинградская, Нововоронежская, Смоленская.

На 10 действующих АЭС эксплуатируется 31 энергоблок общей мощностью 23243 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением - 9 ВВЭР-1000, 6 ВВЭР-440; 15 канальных кипящих реакторов - 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6; 1 реактор на быстрых нейтронах - БН-600.

Остановленное строительство атомных станций.

Башкирская АЭС (город Агидель), Воронежская атомная станция теплоснабжения (город Воронеж), Горьковская атомная станция теплоснабжения (город Нижний Новгород), Костромская АЭС (посёлок городского типа Чистые Боры), Крымская АЭС (город Щёлкино, Украина), Татарская АЭС (посёлок городского типа Камские Поляны). В разработках проекта Энергетической стратегии России на период до 2030 г. предусмотрено увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях в 4 раза.

Предложения по развитию мощностей АЭС до 2030 г.

Имеющиеся мировые запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах. При достижении мощности АЭС России 60 ГВт к 2030 году они будут обеспечены дешевым топливом в течение 60 лет.

Однако применение технологии быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом расширяет ресурсный потенциал по топливообеспечению АЭС. Поэтому атомную энергетику будущего предусматривается развивать на основе технологии быстрых реакторов. Россия обладает уникальным, не имеющим аналогов в мире, опытом разработки и эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (20 лет успешной эксплуатации энергоблока БН-350 и действующего энергоблока №3 БН-600 Белоярской АЭС).

Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI века основывается на следующих принципах: воспроизводство ядерного топлива; естественная безопасность; конкурентоспособность.

Одним из фундаментальных принципов Стратегии является принцип естественной безопасности.

Естественная безопасность это: полное исключение тяжёлых реакторных аварий и аварий на предприятиях ядерного топливного цикла; малоотходная переработка ядерного топлива с радиационно-эквивалентным захоронением радиоактивных отходов; технологическая поддержка режима нераспространения.

В соответствии со Стратегией развития атомной энергетики в первой половине XXI века формирование технологий, реализующих воспроизводство ядерного топлива и принцип естественной безопасности, должно сопровождаться повышением конкурентоспособности атомной энергетики в условиях ужесточения экологических требований к ТЭКу.

Реализация долгосрочной перспективы развития атомной энергетики предусматривается за счет:

1. Создания новой АЭС с естественной безопасностью (демонстрационный энергоблок БРЕСТ-300 к 2010 году).

2.Создания технологической базы для перспективной атомной энергетики.

3.Участия в международном проекте термоядерного энергетического реактора ИТЭР. Реалии сегодняшнего дня указывают на то, что крупномасштабная атомная энергетика в России может быть востребована гораздо раньше, чем это прогнозировалось ещё совсем недавно. Поэтому данная стратегия развития атомной энергетики предусмотрена к реализации как неотъемлемая часть Энергетической стратегии России. Основные задачи при реализации предлагаемого варианта продление назначенного срока службы действующих энергоблоков на 10-20 лет и строительство новых АЭС с целью интенсивного замещения газа в электроэнергетике европейской части России. Дополнительные аргументы в пользу интенсивного развития атомной энергетики: - в европейской части России ТЭС на угле менее экономичны, чем АЭС. При сопоставимых удельных затратах на энергоблоки АЭС и ТЭС на угле, для последних требуются более существенные затраты на строительство шахт и транспорт угля по железной дороге, чем затраты на хранение и переработку облученного ядерного топлива АЭС- в европейской части России при удельных капиталовложениях 950 долл./кВт и ниже строительство АЭС выгоднее, чем строительство ТЭС с ПГУ с учетом дополнительных инвестиций в добычу, транспорт и подземные хранилища газа;

- в тепловой энергетике отсутствуют современные проекты как парогазовых, так и угольных энергоблоков с использованием отечественных технологий. Потребуется 5-7 лет для создания новых технологий и развертывания промышленности, либо необходимо привлечение зарубежных поставщиков оборудования со всеми отрицательными последствиями для экономики страны;

- в атомной энергетике создана промышленность атомного энергомашиностроения для изготовления оборудования серийных энергоблоков АЭС с реактором ВВЭР-1000 ( АТОММАШ, Ижорский машиностроительный завод, Ленинградский металлический завод, ЗИО (г. Подольск), Электросила, Новгородский завод Сплав и др.), в том числе в кооперации со странами СНГ; - в строительном комплексе атомной энергетики имеется резерв квалифицированной рабочей силы, накоплен уникальный опыт поточного строительства энергоблоков АЭС.

Развитие атомной энергетики позволяет перенести центр тяжести в энергетическом производстве с традиционных топливодобывающих отраслей и транспорта топлива на современные наукоёмкие ядерные и сопутствующие технологии, а в экспорте с топливного сырья на продукцию высоких технологий в 2005 г. до 26,2 ГВт с энерговыработкой 172 млрд. кВтч; в 2010 до 32,0 ГВт с энерговыработкой 224 млрд. кВтч.; в 2020 году до 50 ГВт с энерговыработкой 372 млрд. кВтч.

При реализации данного варианта к 2030 году возможен рост установленной мощности АЭС до 60 ГВт с увеличением доли атомной энергетики в электропроизводстве до 33 % с соответствующим уменьшением доли газового электричества до 25 % (при 52 % в 1999 г.)

Такой вариант предъявляет жёсткие требования к темпам строительства АЭС. В период активного развития атомной энергетики в 80-е годы энергоблоки АЭС вводились с темпом в среднем 2,5 ГВт/год. В период 2015 -2020 гг. России необходимы такие же темпы ввода мощностей АЭС.

Обращение с отработанным топливом и радиоактивными отходами является важной областью функционирования и развития атомной энергетики. Как известно, в мире существует три концепции обращения с отработавшим топливом: переработка ОЯТ на радиохимических заводах для повторного вовлечения в топливный цикл урана и плутония, прямое захоронение ОЯТ и длительное хранение с отложенным решением. Та или иная концепция обращения с ОЯТ зависит от принятой национальной стратегии в отношении развития атомной энергетики и её роли в будущем энергообеспечении. Очевидно, что разнообразные виды топлива, которые были опробованы в период становления атомной энергетики, как у нас, так и в ведущих ядерных державах, не представляют интереса для регенерации и подлежат прямому захоронению как отходы. Однако это несущественная часть общего объёма ОЯТ. Теоретически, при многократном замыкании ядерного топливного цикла тепловых реакторов по урану и плутонию возможно повысить в несколько раз долю использования природного урана и тем самым увеличить эффективный сырьевой потенциал. Однако с позиции стоимости электроэнергии в условиях больших запасов относительно дешёвого урана цикл с переработкой отработавшего топлива экономически менее эффективен, чем открытый топливный цикл. Вовлечение плутония в цикл сопровождается удорожанием топлива, а при многократном замыкании топливного цикла по урану возникает проблема чётных изотопов урана, которые ухудшают нейтронно-физические характеристики топлива или существенно повышают его радиоактивность. Без создания специальных разделительных каскадов невозможно многократно рециклировать по урану отработавшее топливо. При увеличении глубины выгорания топлива и соответствующего накопления чётных изотопов урана даже одноразовое замыкание по урану при современной технологии может стать проблематичным. Очевидно, что это не относится к ЯТЦ быстрых реакторов, замыкание цикла которых по урану и плутонию является необходимым условием развития широкомасштабной ядерной энергетики.

В России в настоящее время продолжает действовать радиохимический завод РТ-1, пущенный в середине 70-х годов с проектной мощностью 400 т тяжелого металла в год и осуществляющий одноразовое замыкание топливного цикла по урану-235. Экономическая выгода переработки части топлива обусловлена своеобразием сложившейся структуры большой и малой, в том числе и военной, ядерной энергетики. Целесообразность переработки отработанного высокообогащённого топлива очевидна ввиду высокого остаточного содержания урана-235. Смешение высокообогащённого регенерированного урана с ураном, полученным из отработавшего топлива ВВЭР-440, имеющего относительно низкое выгорание по урану-235, позволяет получать слабообогащённое топливо для реакторов РБМК. На период модернизации завода также запланирована переработка отработавшего топлива ВВЭР-1000 с высоким содержанием урана-235.

Для основного количества ОЯТ в России принята концепция промежуточного хранения, что не является отложенным решением, а рассматривается как технологическая стадия, которая существенно снижает радиоактивность продукта и облегчает дальнейшую радиохимическую переработку в целях сырьевого обеспечения широкомасштабной энергетики будущего. В ближайший период увеличение выработки электроэнергии будет осуществляться за счёт повышения КИУМ (коэффициента использования установленной мощности-отношения вырабатываемой мощности к мощности всего оборудования, установленного на станции), достройки блоков высокой и средней степени готовности на Калининской, Курской, Волгодонской и Балаковской АЭС, а также модернизации и продления срока службы действующих АЭС. Планируемое повышение КИУМ к 2010 году до 81 % эквивалентно вводу в строй 3-х новых блоков-миллионников. Такое развитие атомной энергетики может осуществляться при использовании собственных инвестиций Минатома без привлечения средств извне, что также является преимуществом отрасли. Развитие после 2010 года имеет ряд трудностей, поскольку будут достроены блоки с высокой и средней степенью готовности при одновременном снижении темпов увеличения КИУМ. В период после 2010 года развитие должно быть основано на блоках ВВЭР нового поколения. Это требует существенного увеличения инвестиций, которые могут быть получены отраслью за счёт ценовой политики на рынке электроэнергии, а также при централизованной поддержке государства.

Последнее очень важно, но для этого в ближайшее десятилетие надо доказать широкой общественности, специалистам это и так понятно, что атомная энергетика действительно стала безопасной и является весомым стабилизирующим фактором, без которого невозможно обеспечить энергетическую безопасность страны.

В период после 2010 года планируется пуск первых реакторов будущего, использующих новые виды топлива: быстрый реактор с натриевым теплоносителем БН-800, быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ, модульный реактор с гелиевым теплоносителем ГТ-МГР. Главной задачей этих реакторов является не подтверждение физических принципов их работы, а исследование их безопасности и уровня возможных технико-экономических показателей, в том числе и при использовании передовых газотурбинных технологий.

На этот период также запланирована опытная эксплуатация прототипа АТЭЦ малой мощности с реакторами судового типа и стационарной АТЭЦ средней мощности. Преимущества и необходимость развития этого типа энергетики очевидны, особенно на фоне смещения добывающей промышленности в труднодоступные районы Крайнего Севера России. В настоящее время активно ведутся работы по проектированию и созданию термоядерных электростанций, основным преимуществом которых является возможность работать неопределенно долгое время.

Литература

1. Теплотехника - Баскаков А.П. 1991г.

2. Теплотехника - Крутов В.И. 1986г.

3. Теплотехника, теплогазоснабжение и вентиляция - Тихомиров К.В. 1981г.57.

4. Теплотехнические измерения и приборы - Преображенский В.П.1978г.

Размещено на Allbest.ru