Аэс принцип работы: Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

Этот сайт использует cookies. Продолжая работу с сайтом, Вы выражаете своё согласие на обработку Ваших персональных данных. Отключить cookies Вы можете в настройках своего браузера. Подробнее

СОГЛАСЕН

Принцип работы атомной электростанции. Справка

Сpеди них пеpвый и наиболее pаспpостpаненный тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или “легкая”, вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор, в России – РБМК – реактор большой мощности, канальный), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (водо водяной энергетический реактор – ВВЭР).

Втоpой тип pеактоpа – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем).

Тpетий тип pеактоpа, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран.

Существует также реактор на быстрых нейтронах (БН).

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление – до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива  под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы – ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки – ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны.

Схема станции – двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты – сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

Основные процессы, происходящие во время работы АЭС:

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают “Систему аварийного охлаждения активной зоны” (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно “Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций”, по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум  из двух независимых комплектов. 

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не  менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому  необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При  достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в  любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе  любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников

Энергетика. ТЭС и АЭС | Всё о тепловой и атомной энергетике

В настоящее время многие семьи не имеют своего жилья и не могут его купить

Новости энергетической отрасли

Большая часть населения во время каких-либо проблем задумываются о том, что им стоит все-таки

Спрей ИРС-19 – местное иммуностимулирующее средство. Изготовителем лекарства является фармацевтическое учреждение France Mulan Laboratories.

Энергетика США

Форекс https://forex-review.ru/, как крупнейший рынок в мире, привлекает своим блеском и размером. Можно сказать,

Стеновые панели декоративного типа – материал, пользующийся огромной популярностью. Действительно, с их помощью можно

Энергетика США

Сейчас все более популярные стают солнечные батареи отзывы о которых довольно хорошие и позитивные.

Мало кто задумывается, что в современном обществе огромное значение имеет такой женский аксессуар, как

Энергетика США

Компаний, которые выступают в роли посредника, и открывают своим клиентам доступ к торговле на

Новости ТЭС

Как выбрать входную металлическую дверь? Советы профессионала Начинать ремонт в квартире, купленной на вторичном

Новости ТЭС

Почему не рекомендуется снимать жилье в Екатеренбурге https://etagiekb.ru/realty_rent/ в новостройках. Новостройки— это свежий ремонт,

Галогенные лампы — универсальный источник света с большой яркостью и качественной цветопередачей. Сферы применения

Зарубежные ТЭС

Многие предприятия продолжают усердно работать над усовершенствованием разработки осовремененных приборов для диагностики. Так, например,

Новости

Сегодня интернет открывает невероятно огромные возможности своим пользователям в плане заработка. К примеру, совершать

Как выбрать лучший онлайн-курс английского Решили начать изучать английский онлайн? Хотите, чтобы все ваши

Трансформаторы – это устройства, которые преобразуют электрическую энергию и обычно устанавливаются в общественных зданиях,

ООО “Сервомеханизмы” предлагает технику линейного перемещения, а кроме того все сопутствующие товары – двигатели

Что нужно знать о ленточной библиотеке Объемы информационных данных возрастают в геометрической прогрессии ежеминутно.

Уже давно человечество ведёт поиск альтернативных источников энергии. Одно из самых эффективных изобретений в

Большинство преимуществ Onecoin на фоне остальных криптовалют основаны на том, что их разработчики постарались

В последние годы наша страна активно развивается. Вместе с ней развиваются компании с мировым

Уже многие десятилетия электродуговая сварка остаётся оптимальным способом создания неразборных стальных конструкций. При этом

HangzhouHideaPowerMachineryCo., Ltd или сокращенно Hidea (Хайди) – это один из наибольших создателей моторов для

В сфере энергетики изменения не наступают мгновенно, однако замещение ископаемого топлива уже началось. В

Вроде на дворе уже давно как двадцать первый век, цивилизации развиваются, прогресс мчится паровозом

Благодаря появлению в жизни современного человека мобильного телефона теперь мы всегда можем оставаться на

  Что такое бонг и для чего создан этот занимательнейший агрегат, объяснять, вероятно, необходимости

Исследования и опыты электроустановок напряжением до 1000 Вольт В современном мире преимущественное количество техники

Общеизвестным является факт высокой значимости бухгалтерии для успешной работы любой из коммерческих структур в

Свои первые кроссовки компания Найк создала в 1964 году. Но стоит помнить, что задолго

Трубы из керамики представляются под видом глиняного изделия, которое обожжено как снаружи, так и

Атомные электростанции (АЭС), принцип работы, разновидности, типы, мощность

АЭС являются тепловыми станциями, использующими тепловую энергию ядерных реакций. Источник энергии на АЭС — ядерное топливо (уран, плутоний и др.), характеризующееся очень высокой теплотворной способностью.

Ядерная реакция, в результате которой высвобождается огромное количество тепловой энергии, происходит в специальных устройствах — ядерных реакторах, состоящих из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.

В каналах активной зоны помещается ядерное топливо в виде стержней, покрытых герметической оболочкой. Количество таких тепловыделяющих элементов (твэлов) может достигать нескольких тысяч.

Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтронами. Продукты деления ядер имеют большую кинетическую энергию, которая почти полностью превращается в теплоту. Тепловая энергия используется для нагрева теплоносителя, омывающего рабочие каналы твэлов Принудительной циркуляцией. Теплоносителем может быть обычная вода, тяжелая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы.

Отражатель предназначен для возвращения в активную зону вылетающих нейтронов. Управление реактором осуществляется с помощью специальных стержней, которые вводятся в активную зону и изменяют поток нейтронов, а, следовательно, и интенсивность ядерной реакции. Корпус реактора имеет биологическую защиту, выполненную в виде толстого слоя бетона с внутренними каналами для отвода теплоты.

В зависимости от применяемых типов реакторов (водографитовых, водо-водяных, реакторов-размножителей) АЭС могут быть одно-, двух-и трехконтурными. В одноконтурных АЭС контуры теплоносителя и рабочего тела (пара) совпадают.

По назначению АЭС подразделяются:

• теплоэлектроцентрали (АТЭЦ). Предназначены для выработки тепловой энергии на отопление, горячее водоснабжение, а также электрической энергии;

• станции теплоснабжения (ACT). He имеют паротурбинной установки и генератора и являются источниками теплофикации жилых помещений и промышленных предприятий;

• станции промышленного теплоснабжения (АСПТ). Предназначены для снабжения промышленных предприятий технологическим паром и горячей водой.
Перспективным в ядерной энергетике является разработка термоядерных электростанций, работа которых основана на управляемых реакциях синтеза ядер легких металлов (термоядерные реакции).

Значительный интерес при создании экономичных электростанций представляют методы непосредственного получения электроэнергии из тепловой. Такими методами являются магнитогидродинамические, термоэлектрические, термоэмиссионные.

Магнитогидродинамические методы основаны на законе электромагнитной индукции, согласно которому в проводнике при перемещении его в магнитном поле возникает электродвижущая сила (ЭДС). Величина ЭДС пропорциональна скорости движения проводника, его длине и напряженности магнитного поля. Этот закон лежит в основе работы как электрогенератора, так и магнитогидродинамического (МГД) генератора. В МГД генераторах магнитное поле создается мощными электромагнитами, в качестве проводника используется поток ионизированного газа (плазмы). Плазма — это продукт сгорания топлива, обладающий температурой 2500…3500°С и электропроводностью. Для повышения электропроводности в плазму добавляются присадки.

В МГД генераторе в плазме, движущейся в магнитном поле со скоростью более 600 м/с, возникает ЭДС постоянного направления, которая отводится специальными электродами. Тепло от охлажденной до 2000 °С в канале МГД генератора плазмы может быть использовано в парогенераторе для получения пара и использования его для вращения турбины и генератора.

Использование МГД генератора совместно с паротурбинной установкой значительно повышает коэффициент полезного действия станции.

Термоэлектрические методы основаны на возможности получения термо-ЭДС при перепаде температур в спае металлов.

Термоэмиссионные методы основаны на явлении термоэлектронной эмиссии горячего катода.

Станции и проекты

Интенсивное развитие ядерной энергетики можно считать одним из средств борьбы с глобальным потеплением. К примеру, по подсчетам экспертов, атомные станции в Европе ежегодно позволяют избежать эмиссии около 700 миллионов тонн СО2.  Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу около 210 млн тонн углекислого газа. Таким образом, ядерная энергетика, являясь мощным базовым источником электрогенерации, вносит свой вклад в декарбонизацию.

КАК РАБОТАЕТ АЭС

Атомная электростанция – это комплекс необходимых зданий, систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенных для производства электроэнергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

• ядерная энергия переходит в тепловую,
• тепловая энергия переходит в механическую,
• механическая энергия преобразуется в электрическую.

Основой атомной станции является реактор, который располагается в реакторном зале, в основном корпусе. Это конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла. 

Основным элементом реактора является активная зона. Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем – жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе. Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Парогенератор и сама турбина располагаются в турбинном зале. 

На территории площадки также обычно находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями, прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Также в технологической цепочке есть конденсаторы и высоковольтные линии электропередач (ЛЭП), уходящие за пределы площадки станции.

КАКИЕ АЭС БЫВАЮТ

В зависимости от типа реактора на атомной станции могут быть 1, 2 или 3 контура теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

АЭС и охрана водоемов.

Жолт Харфаш — венгерский инженер-энергетик, в разные годы работал в министерстве экономики и транспорта, министерстве национального развития Венгрии по атомной тематике. Принимал участие в подготовке решения парламента 2009 года о расширении атомной электростанции «Пакш» и в разработке энергетической стратегии Венгрии, принятой в 2011 году.

— Для чего нужна вода атомным реакторам ВВЭР-1200?

 — Есть два основных назначения воды для реакторов типа ВВЭР — это теплообмен и охлаждение.

Основной принцип работы АЭС заключается в том, что в результате атомной реакции выделяется большое количество тепла, которое нагревает воду, преобразуя ее в пар. Пар под давлением вращает турбину, которая преобразует механическую энергию в электрическую.

В современных АЭС используется двухконтурная система: первый контур, в котором циркулирует вода из реактора, — замкнутый, вода в нем циркулирует по кругу с помощью насосов. Тепло из первого контура передается воде второго контура, которая моментально закипает, превращается в пар и вращает турбину. Вращательное движение генерирует электричество в генераторе, установленном на общем валу c турбиной. Пар, выходящий из турбины, затем поступает в охладитель, где он снова преобразуется в жидкое состояние.

Важно отметить, что вода из первого контура никак не контактирует с водой второго контура, что положительно сказывается на безопасной эксплуатации АЭС и делает невозможным радиоактивное загрязнение воды, сбрасываемой в конечный поглотитель (водоем, градирня, море).

— Можно ли строить АЭС вдали от водоемов?

 — В качестве окончательного поглотителя тепла, которое требуется отводить от атомной электростанции, могут использоваться несколько вариантов в зависимости от условий данной площадки: если поблизости есть река с большим притоком воды или море, охлаждение электростанции может быть решено с помощью этой воды, и это безопасно.

Например, на площадке АЭС «Пакш» в Венгрии используется охлаждение пресной водой из Дуная. Важно отметить, что эта вода не меняет своих свойств после использования, так как находится в контуре, который никак не связан с реактором.

Там, где нет достаточного количества пресной или морской воды для охлаждения, применяются градирни с «сухой» или «мокрой» системой охлаждения. В этом случае охлаждающая вода циркулирует между градирней и конденсатором. Таким образом, можно эксплуатировать атомную электростанцию и вдали от больших потоков воды и морей, если есть возможность компенсировать потери воды во время испарения из близлежащих небольших источников воды.

— Какой объем воды будет образовываться ежегодно? Будет ли очищаться отработанная вода и что с ней будет дальше?

 — Атомные электростанции имеют проверенную систему для очистки отработанной воды. Вся отработанная вода первого контура подвергается переработке, в результате чего образуется чистый конденсат, который полностью лишен радиоактивного загрязнения и затем вновь используется в первом контуре.

Годовой объем сточных вод для двух блоков с реакторами ВВЭР-1200 может составлять около 88 тысяч кубических метров в год, которые благодаря очистке не представляют никакого риска для окружающей среды.

На АЭС «Пакш» ведется постоянный экологический мониторинг для того, чтобы предотвратить попадание любых загрязняющих веществ в окружающую среду, включая мониторинг температуры охлаждающей воды, которая не должна превышать установленные нормы при попадании в реку. Данные экологического мониторинга строго контролируются компетентными венгерскими ведомствам, включая атомный надзор, а также ведомства в сфере надзора водного хозяйства. Все данные опубликованы на сайтах АЭС и соответствующих контролирующих органов.

— Будет ли возвращаться вода, задействованная в системах охлаждения АЭС, обратно в водоем?

 — Это возможно, потому что она не представляет никакой угрозы природе.

— Безопасно ли продолжать на водоеме, куда возвращается вода из АЭС, развивать водные виды отдыха и рыбную ловлю?

 — Да, использование этих вод для спорта и отдыха абсолютно безопасно. Именно поэтому, безусловно, стоит развивать водные виды спорта и рыбалку. К примеру, в Венгрии местные рыбаки активно рыбачат на участке Дуная ниже устья канала, исходящего от АЭС «Пакш».

 — Как АЭС может повлиять на биоразнообразие в своих окрестностях? Озеро Тузкан и водохранилище Тудакуль (определены как перспективные площадки для строительства АЭС в Узбекистане —

 — Ни строительство, ни эксплуатация электростанции не влияют на биоразнообразие окрестностей, включая орнитофауну и ихтиофауну. Защитная зона вокруг АЭС обеспечивает полный покой для дикой природы. Также важно отметить, что атомная электростанция не выделяет углекислый газ и другие загрязняющие вещества во время своей работы, поэтому ее эксплуатация не влияет на качество воздуха.

Справка: Айдар-Арнасайская система озер, в которую входит озеро Тузкан, включена в Список водно-болотных угодий международного значения Рамсарской конвенции. Среди атомных станций есть, по меньшей мере, еще одна близ водоема из Рамсарского списка — Запорожская атомная станция в Украине, построенная в советское время, находится примерно в 30 км от поймы Семь маяков.

— Оба водоема, которые в Узбекистане рассматриваются как потенциальные площадки для строительства АЭС, — минерализованные, солоноватые. Имеет ли это какое-либо значение для использования их вод в охлаждении?

— Для охлаждения может использоваться как пресная, так и соленая вода. В мире много АЭС, расположенных на морском побережье и использующих морскую воду.

— Каковы риски загрязнения окружающей среды при строительстве и работе АЭС и как они будут управляться в проекте АЭС?

 — В атомной энергетике безопасность, включая безопасность окружающей среды, имеет приоритет над любым другим аспектом. Во время строительства и эксплуатации атомной электростанции доступны все технологические решения и системы управления, с помощью которых можно гарантировать, что никакое загрязнение не может попасть в окружающую среду. В период работы атомной электростанции в контролируемых условиях образуется относительно небольшое количество твердых и жидких радиоактивных отходов низкой и средней активности, управление которыми следует философии «сбора, контроля и инкапсуляции (изоляция с целью исключения отрицательного влияния на окружающую среду — ред.)». Поэтому не следует ожидать загрязнения при соблюдении технологических норм.

Атомные электрические станции (АЭС). Принципиальная схема АЭС. Технологические схемы атомной электростанции (АЭС)

Атомные электрические станции (АЭС). Принципиальная схема АЭС. Технологические схемы атомной электростанции (АЭС)

Атомные электрические станции – это тепловые станции, использующие энергию ядерных реакций. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана U-235, содержание которого в природном уране составляет 0,714%. Основная масса урана – изотоп U-238 (99,28% всей массы) при захвате нейтронов превращается во вторичное горючее – плутоний Рu-239. Возможно также использование тория, который при захвате нейтронов превращается в делящийся изотоп урана U-233. Реакция деления происходит в ядерном реакторе. Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами. Их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую подвергают тщательной очистке в неорганических фильтрах.

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Рис. Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение

При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

Реакторы атомных электростанций с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание U-235 невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей на АЭС используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего — плутония; таким образом может быть использована большая часть U-238.

На последующем этапе развития атомной энергетики намечается освоение термоядерных реакторов, в которых используется энергия реакций синтеза легких ядер дейтерия и трития.

Типы ядерных реакторов

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

• водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя;
• графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем;
• тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя;
• графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора.

На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур – пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС – использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%).

Из-за аварии в Чернобыле в 1986 году программа развития атомной энергетики была сокращена. После значительного увеличения производства электроэнергии в 80-е годы темпы роста замедлились, а в 1992-1993 гг. начался спад. При правильной эксплуатации, АЭС – наиболее экологически чистый источник энергии. Их функционирование не приводит к возникновению “парникового” эффекта, выбросам в атмосферу в условиях безаварийной работы, и они не поглощают кислород.

К недостаткам АЭС можно отнести трудности, связанные с захоронением ядерных отходов, катастрофические последствия аварий и тепловое загрязнение используемых водоемов. В нашей стране мощные АЭС расположены: в Центральном и Центрально-Черноземном районах, на Севере, на Северо-Западе, на Урале, в Поволжье и на Северном Кавказе. Новым в атомной энергетике является создание АТЭЦ и АСТ. На АТЭЦ, как и на обычной ТЭЦ, производится тепловая и электрическая энергия, а на АСТ – только тепловая. АТЭЦ действует в поселке Билибино на Чукотке, строятся АСТ.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 МВт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.

Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500-7000 ч/год.

Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одно­контурной (рис. а), двухконтурной (рис. б) и трехконтурной (рис. в).

Одноконтурная технологическая схема АЭС

Одноконтурная схема с кипящим реактором и графитовым замедлителем типа РБМК-1000 применена на Ленинградской АЭС. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами типа К-500-65/3000 и двумя генераторами мощностью 500 МВт. Кипящий реактор является парогенератором и тем самым предопределяет возможность применения одноконтурной схемы. Начальные параметры насыщенного пара перед турбиной: температура 284°С, давление пара 7,0 МПа. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

Двухконтурная технологическая схема АЭС

Двухконтурную схему применяют в водо-водяном реакторе типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается до температуры 568-598°С при давлении 12,25-15,7 МПа. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

Трехконтурная технологическая схема АЭС

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН-600. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной. Реактор БН-600 работает в блоке с тремя конденсационными турбинами К-200-130 с начальным давлением пара 13 МПа и температурой 500°С.

При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ; это позволяет снизить «парниковый эффект», ведущий к глобальному изменению климата.

Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции – около 75%, в Бельгии – около 65%, в России – только 12%).

Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (апрель 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Тем не менее с учетом экологической ситуации атомную энергетику следует рассматривать как перспективную.

Как работает атомная энергетика | Союз неравнодушных ученых

Падение ядерной энергетики

Поглотив как можно больше потерь, производители закрыли предложения «под ключ». К 1970-м годам было построено, строилось или планировалось построить около 200 заводов. Но ряд факторов помог положить конец ядерному буму.

Во-первых, перерасход средств показал истинную стоимость атомных станций. Когда коммунальные предприятия начали строить заводы как свои собственные проекты, отсутствие у них опыта работы с технологией, использование уникальных конструкций для каждого завода и подход «строить в ожидании дизайна» привели к огромному перерасходу средств.

Поскольку для завершения строительства потребовались годы, коммунальные предприятия обнаружили, что в завод вложили огромные суммы денег, прежде чем возникли какие-либо проблемы. Cincinnati Gas and Electric, например, влезла в долги на 716 миллионов долларов за строительство своей атомной электростанции Zimmer, что составляет около 90 процентов чистой стоимости коммунального предприятия. Однако коммунальное предприятие отменило строительство завода в 1983 году.

Во-вторых, в 1970-е годы цены на энергоносители быстро росли из-за нефтяного эмбарго ОПЕК, проблем с рабочей силой в угольной промышленности и нехватки природного газа.Эти высокие цены привели к повышению энергоэффективности и снижению спроса на энергию. После многих лет ежегодного увеличения спроса на электроэнергию на 7%, к концу 1970-х годов годовой рост упал до 2%. Поскольку атомные станции были большими, часто более 1000 МВт каждая, замедление роста спроса означало, что они использовались недостаточно, что еще больше усугубляло долговую нагрузку на коммунальные предприятия.

В-третьих, рост цен на энергоносители спровоцировал рост инфляции. Высокая инфляция означала высокие ставки по кредитам.Коммунальные предприятия, имеющие задолженность перед атомными станциями, столкнулись с повышением процентных ставок и были вынуждены поднять цены на электроэнергию. Государственные комиссии по коммунальным услугам, которые мало внимания уделяли финансам коммунальных предприятий в эпоху падающих тарифов, внезапно заинтересовались решениями коммунальных предприятий об инвестициях в электростанции.

В-четвертых, критические комиссии за коммунальные услуги с меньшей вероятностью перекладывают все инвестиционные затраты на плательщиков коммунальных услуг. В Нью-Йорке комиссия постановила, что четверть стоимости атомной электростанции в Шорхэме не была «понесена разумно», и привела к убыткам в размере 1 доллара.35 миллиардов на акционеров коммунальных предприятий. Инвесторы быстро стали опасаться рискованных и крупных вложений в атомную энергетику.

В-пятых, общественное сопротивление атомным станциям усилилось в 1970-х годах. Заводы в Сибруке, Нью-Гэмпшир, и Шорхэме, Лонг-Айленд, были в центре интенсивных антиядерных протестов. Вмешиваясь в решения о размещении и лицензировании, антиядерные группы, правительства штатов и местные органы власти смогли заблокировать или отложить строительство АЭС.

В 1979 году расплавление активной зоны реактора на АЭС Три-Майл-Айленд было просто последней из серии проблем для отрасли.Более тщательная проверка со стороны Комиссии по ядерному регулированию вынудила строителей АЭС изменить конструкцию на полпути. Хотя сторонники ядерной энергетики обвиняют государственное регулирование в бедах отрасли, федеральное правительство остается самым сильным союзником отрасли. Только после Три-Майл-Айленда «сторожевой пес» был готов выполнить свой долг.

К 1980-м годам атомная промышленность переживала серьезные проблемы. Никаких новых заводов не заказывали после 1978 года, а все те, которые заказывались с 1973 года, были позже аннулированы.Журнал Forbes сообщил в 1985 году, что образец из 35 строящихся заводов, как ожидается, будет стоить в шесть-восемь раз больше первоначальной сметы, а на строительство уйдет вдвое больше, чем планировалось – от шести до двенадцати лет.

Они назвали атомную энергетику «величайшей управленческой катастрофой в истории бизнеса». В итоге с 1972 по 1990 год было закрыто 120 заводов, больше, чем построено.

Принцип работы АЭС

КАК РАБОТАЮТ АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ?

Принцип работы атомной электростанции зависит в основном от четырех компонентов.

1. Ядерный реактор

2. теплообменник

3.Паровая турбина

4. Альтернатор

Ядерный реактор используется для производства тепла, а теплообменник преобразует воду в пар с использованием тепла, вырабатываемого в ядерном реакторе. Этот пар подается в паровую турбину и конденсируется в конденсаторе. Теперь паровая турбина запускает электрический генератор или генератор переменного тока, который соединен с паровой турбиной и тем самым производит электроэнергию.Это очень простой принцип работы атомной электростанции . Вот подробное описание работы отдельного блока этой станции. Блок-схема АЭС представлена ​​на рисунке: –

СТРУКТУРА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ:

1. Ядерный реактор: –

Ядерный реактор является основным компонентом атомной электростанции, а ядерное топливо подвергается ядерному делению. Ядерное деление – это процесс, при котором тяжелое ядро ​​раскалывается на два или более меньших ядра.. Тяжелый изотоп, как правило, уран-235 (U-235) используется в качестве ядерного топлива в ядерном реакторе, поскольку он обладает способностью контролировать цепную реакцию в ядерном реакторе. Ядерное деление осуществляется путем бомбардировки ядер урана медленными нейтронами. Энергия, выделяемая при делении ядер, называется энергией ядерного деления или ядерной энергией. В результате торможения атома урана в реакторе образуется огромное количество тепловой энергии и излучения, и цепная реакция продолжается до тех пор, пока не будет контролироваться цепной реакцией управления реактором.В этом процессе удаляется большое количество нейтронов деления, только небольшое количество урана деления используется для выработки электроэнергии.

СТРУКТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА:

Ядерный реактор цилиндрической формы. Основной корпус реактора заключен в активную зону реактора, отражатель и тепловую защиту. Это предотвращает нагрев стенки реактора. Он также используется для защиты альфа (α), бита (β), гамма (γ) лучей и нейтронов, которые отражаются во время деления в реакторе.В основном ядерный реактор состоит из урановых твэлов, замедлителя и регулирующих стержней. Топливные стержни сделаны из делящихся материалов и выделяют большое количество энергии во время бомбардировки медленно движущимися нейтронами. Замедлитель состоит из графита, заключенного в топливные стержни. Замедлитель поддерживает цепную реакцию, высвобождая нейтроны подходящим образом до того, как они смешаются с делящимися материалами. Управляющие стержни изготовлены из бора-10 и кадмия или гафния, который является сильным поглотителем нейтронов и вставляется в ядерный реактор.Когда регулирующие стержни вдавливаются в активную зону реактора, она поглощает большую часть нейтронов деления, и мощность реактора снижается. Но когда он выходит из реактора, он высвобождает нейтроны деления, и мощность увеличивается. На практике это расположение зависит от нагрузки. Хладагент, в основном металлический натрий, используется для уменьшения количества тепла, выделяемого в реакторе, и переносит тепло в теплообменник.

2. Теплообменник: –

Хладагент используется для повышения тепла теплообменника, которое используется для повышения температуры пара.После этого он возвращается в реактор.

3. Паровая турбина: –

Пар выходит из теплообменника и через клапан подается в паровую турбину. После этого пар отводится в конденсатор. Этот конденсированный пар подается в теплообменник через насос питательной воды.

4. Генератор: –

Паровая турбина соединена с генератором переменного тока, который преобразует механическую энергию в электрическую. Выходной сигнал генератора вырабатывает электроэнергию для шин через основные электрические устройства, такие как трансформатор, автоматические выключатели, изоляторы и т. Д.

Атомная электростанция – Энергетическое образование

Атомные электростанции – это тип электростанции, в которой для выработки электроэнергии используется процесс ядерного деления. Они делают это с помощью ядерных реакторов в сочетании с циклом Ренкина, где тепло, вырабатываемое реактором, превращает воду в пар, который вращает турбину и генератор. Ядерная энергия обеспечивает мир около 11% всей электроэнергии, крупнейшими производителями которой являются США и Франция. ^[1]

Помимо источника тепла, атомные электростанции очень похожи на угольные электростанции. Однако они требуют других мер безопасности, поскольку ядерное топливо по своим свойствам сильно отличается от угля или других ископаемых видов топлива. Они получают свою тепловую энергию от расщепления ядер атомов в активной зоне своего реактора, при этом уран является сегодня основным топливом в мире.Торий также потенциально может использоваться в ядерной энергетике, однако в настоящее время он не используется. Ниже представлена ​​основная работа электростанции с кипящей водой, на которой показаны многие компоненты электростанции, а также выработка электроэнергии.

Компоненты и работа

Ядерный реактор

основная статья

Реактор является ключевым компонентом электростанции, поскольку он содержит топливо и его цепную ядерную реакцию, а также все ядерные отходы.Реактор является источником тепла для электростанции, так же как котел для угольной станции. Уран является основным ядерным топливом, используемым в ядерных реакторах, и его реакции деления – это то, что выделяет тепло внутри реактора. Затем это тепло передается теплоносителю реактора, который обеспечивает теплом другие части АЭС.

Помимо использования в производстве электроэнергии, существуют и другие типы ядерных реакторов, которые используются для производства плутония, приведения в движение кораблей, самолетов и спутников, а также в исследовательских и медицинских целях. ^[4] Электростанция включает не только реактор, но и градирни, турбины, генераторы и различные системы безопасности. Реактор – это то, что отличает его от других внешних тепловых машин.

Производство пара

Производство пара является обычным для всех атомных электростанций, но способы его выполнения сильно различаются.

Наиболее распространенные в мире электростанции используют реакторы с водой под давлением, в которых для производства пара используются два контура циркуляции воды. ^[6] Первый контур переносит чрезвычайно горячую жидкую воду в теплообменник, где циркулирует вода с более низким давлением. Затем он нагревается и превращается в пар, после чего его можно отправить в турбинную секцию.

Реакторы с кипящей водой, второй по распространенности реактор в производстве электроэнергии, нагревают воду в активной зоне непосредственно до пара, как показано на Рисунке 2. ^[6]

Турбина и генератор

После того, как пар был произведен, он проходит под высоким давлением и скоростью через одну или несколько турбин.Они развиваются до чрезвычайно высоких скоростей, в результате чего пар теряет энергию и, следовательно, конденсируется обратно в более холодную жидкую воду. Вращение турбин используется для вращения электрогенератора, который производит электричество, которое отправляется в электрическую сеть. ^[8]

Градирни

Возможно, наиболее знаковым символом атомной электростанции являются градирни, показанные на рисунке 4. Они работают, чтобы отводить отработанное тепло в атмосферу за счет передачи тепла от горячей воды (от секции турбины) к более холодному наружному воздуху. ^[4] Горячая вода охлаждается при контакте с воздухом, и небольшая часть, около 2%, испаряется и поднимается вверх через верх. Более того, эти растения не выделяют углекислый газ – основной парниковый газ, который способствует изменению климата. Щелкните здесь, чтобы увидеть, как работает градирня.

Многие атомные электростанции просто сбрасывают отработанное тепло в реку, озеро или океан вместо того, чтобы иметь градирни. Многие другие электростанции, такие как угольные электростанции, также имеют градирни или эти большие водоемы.Это сходство существует потому, что процесс преобразования тепла в электричество практически идентичен для атомных электростанций и угольных электростанций.

Эффективность

КПД атомной электростанции определяется так же, как и других тепловых двигателей, поскольку технически станция представляет собой большую тепловую машину. Количество электроэнергии, произведенной на каждую единицу тепловой мощности, дает установке ее тепловой КПД, и, согласно второму закону термодинамики, существует верхний предел того, насколько эффективными могут быть эти установки.

Типичные атомные электростанции достигают КПД около 33-37%, что сопоставимо с эффективностью электростанций, работающих на ископаемом топливе. Более высокие температуры и более современные конструкции, такие как ядерные реакторы поколения IV, потенциально могут достичь КПД выше 45%. ^[6]

Дополнительная литература

Посетите следующие страницы, чтобы получить более подробную информацию о ядерной науке и ее роли в энергетической отрасли.

Список литературы

1. ↑ МЭА (2014), «Мировые энергетические балансы», Мировая энергетическая статистика и балансы МЭА (база данных).DOI: http://dx.doi.org.ezproxy.lib.ucalgary.ca/10.1787/data-00512-en (Проверено в феврале 2015 г.)
2. ↑ Wikimedia Commons [Online], доступно: https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/5/58/Darlington_Nuclear_Generating_Station_panorama2.jpg
3. ↑ NRC. (25 июня 2015 г.). Реактор с кипящей водой [Онлайн], доступно: http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/students/animated-bwr.html
4. ↑ ^{4,0 4,1} Дж.Р. Ламарш и А.Дж. Баратта, «Неядерные компоненты атомных электростанций» в Введение в ядерную технику , 3-е изд., Верхняя Сэдл Ривер, Нью-Джерси: Прентис Холл, 2001, глава 4, раздел 3, стр. 129-133
5. ↑ wikimedia Commons [Online], доступно: https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/7/79/Dampfturbine_Montage01.jpg
6. ↑ ^{6,0 6,1 6,2} Всемирная ядерная ассоциация. (30 июня 2015 г.). Nuclear Power Reactors [Online], доступно: http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Nuclear-Power-Reactors/
7. ↑ Майкл Каппель на Flickr [Online], Доступно: https: // www.flickr.com/photos/m-i-k-e/6541544889
8. ↑ Дж.Р. Ламарш и А.Дж. Баратта, «Энергетические реакторы и ядерные системы подачи пара» в журнале Введение в ядерную технику , 3-е изд., Аппер-Сэдл-Ривер, Нью-Джерси: Прентис-Холл, 2001 г., глава 4, раздел 5, стр. 136-185

Работа, типы, компоненты и их применение

Тепловая энергия на атомной электростанции может быть произведена в результате ядерной реакции или ядерного деления. Деление тяжелых элементов ядер урана / тория осуществляется внутри специального устройства, называемого ядерным реактором.Огромное количество энергии может быть произведено из-за ядерного деления. Остальные части атомной электростанции, как и обычных тепловых станций, такие же. При делении 1 кг урана генерируется тепловая энергия, равная энергии, вырабатываемой при переработке 4500 тонн высококачественного угля. Это значительно снижает расходы на транспортировку топлива, поэтому это главное преимущество этих станций. Во всем мире существуют огромные запасы топлива; поэтому эти установки могут непрерывно поставлять электроэнергию в течение сотен лет.Атомные электростанции вырабатывают 10% электроэнергии от всей электроэнергии в мире

Что такое атомная электростанция?

Определение: Электростанция, которая используется для нагрева воды для выработки пара, затем этот пар можно использовать для вращения огромных турбин для выработки электроэнергии. Эти установки используют тепло для нагрева воды, образующейся в результате ядерного деления. Таким образом, атомы в ядерном делении будут разделены на разные более мелкие атомы для выработки энергии.Схема атомной электростанции показана ниже.

Принцип работы атомной электростанции

На электростанции деление происходит в реакторе, а середина реактора известна как активная зона, которая включает урановое топливо, и она может быть сформирована в керамические таблетки. Каждая гранула генерирует 150 галлонов нефтяной энергии. Вся энергия, вырабатываемая таблетками, накапливается в металлических топливных стержнях. Связка этих стержней известна как тепловыделяющая сборка, а активная зона реактора включает несколько тепловыделяющих сборок.

Во время ядерного деления тепло может выделяться внутри активной зоны реактора. Это тепло можно использовать для превращения воды в пар, чтобы можно было активировать лопатки турбины. После активации лопастей турбины они приводят в действие генераторы, вырабатывающие электричество. На электростанции доступна градирня для охлаждения пара в воду, в противном случае они используют воду из разных источников. Наконец, охлажденную воду можно повторно использовать для производства пара.

Компоненты атомной электростанции

На приведенной выше структурной схеме атомной электростанции есть различные компоненты, которые включают следующие.

Ядерный реактор

На электростанции ядерный реактор является важным компонентом, таким как источник тепла, который включает в себя топливо и его реакции ядерной цепи, включая отходы ядерной энергетики. Ядерным топливом, используемым в ядерном реакторе, является уран, а его реакции – это тепло, выделяемое в реакторе. Затем это тепло может быть передано теплоносителю реактора для выработки тепла всем частям электростанции.

Существуют различные типы ядерных реакторов, которые используются при производстве плутония, кораблей, спутников и самолетов для исследовательских и медицинских целей.Электростанция включает в себя не только реактор, но и турбины, генераторы, градирни, различные системы безопасности.

Производство пара

На всех электростанциях производство пара является общим; однако способ генерации изменится. На большинстве заводов используются водяные реакторы с использованием двух контуров вращающейся воды для генерации пара. Первичный контур несет очень горячую воду для нагрева теплообменника, когда циркулирует вода с низким давлением, затем он нагревает воду для генерации пара для передачи в турбинную секцию.

Генератор и турбина

После того, как пар генерируется, он перемещается с высоким давлением для ускорения турбины. Вращение турбин можно использовать для вращения электрогенератора для выработки электроэнергии, которая передается в электрическую сеть.

Градирни

На атомной электростанции наиболее важной частью является градирня, которая используется для уменьшения нагрева воды. Пожалуйста, обратитесь к этой ссылке, чтобы узнать больше о том, что такое градирня – компоненты, конструкция и применение

Работа атомной электростанции

Такие элементы, как уран или торий, являются ядерной реакцией деления ядерного реактора.Из-за этого деления может генерироваться огромное количество тепловой энергии, которая передается в реактор с теплоносителем. Здесь хладагент – это не что иное, как вода, жидкий металл или газ. Вода нагревается и течет в теплообменнике, превращаясь в высокотемпературный пар. Затем производимому пару разрешается запускать паровую турбину. Опять же, пар можно превратить обратно в хладагент и повторно использовать для теплообменника. Итак, турбина и генератор соединены для выработки электроэнергии.Используя трансформатор, вырабатываемое электричество может быть увеличено для использования в междугородной связи.

Эффективность атомной электростанции

Эффективность атомной электростанции может быть определена наравне с другими тепловыми двигателями, поскольку технически станция представляет собой большую тепловую машину. Сумма электроэнергии, произведенной на каждую единицу тепловой мощности, обеспечит тепловой КПД станции, и из-за второго закона термодинамики существует более высокий предел того, насколько эффективными могут быть эти электростанции.

Обычные атомные электростанции достигают эффективности примерно от 33 до 37%, что эквивалентно эффективности электростанций, работающих на ископаемом топливе. Высокотемпературные и более современные конструкции, такие как реакторы поколения IV, могут получить КПД выше 45%.

Типы атомных электростанций

Есть два типа атомных электростанций, такие как реактор с водой под давлением и реактор с кипящей водой.

Реактор с водой под давлением

В реакторах этого типа в качестве теплоносителя используется обычная вода.Его держат с очень высокой силой, чтобы он не закипел. Теплообменник в этом реакторе передает нагретую воду, где вода из вторичного контура теплоносителя превращается в пар. Таким образом, эта петля полностью свободна от радиоактивного материала. В этом реакторе охлаждающая вода работает как замедлитель. Благодаря этим преимуществам эти реакторы используются наиболее часто.

Реактор с кипящей водой

В реакторах этого типа имеется только один контур теплоносителя.Воду допустимо нагревать внутри реактора. Пар вырабатывается из реактора, когда он выходит из реактора, и пар проходит через паровую турбину. Главный недостаток этого реактора в том, что охлаждающая вода приближается к топливным стержням и турбине. Таким образом, радиоактивный материал мог находиться над турбиной.

Выбор места для атомной электростанции

Выбор места для размещения ядерной PowerPoint может быть сделан с учетом технических требований.Расположение и работа атомной электростанции во многом зависят от характеристик площадки.
При проектировании завода необходимо учитывать риски, связанные с площадкой. Конструкция завода должна учитывать огромные природные явления и антропогенные воздействия без ущерба для безопасности эксплуатации завода.

На каждом объекте должно быть все необходимое, например, выброшенные и вышедшие из строя радиаторы, доступность источника питания, отличная связь и эффективное управление кризисными ситуациями и т. Д.Для электростанции оценка площадки обычно занимает разные этапы, такие как выбор, определение характеристик, подготовка к эксплуатации и эксплуатация.

Атомные электростанции в Индии

В Индии семь атомных электростанций, включая следующие.

• Атомная электростанция Куданкулам, расположенная в Тамил Наду
• Ядерный реактор Тарапура, расположенная в Махараштре
• Атомная электростанция Раджастхана, расположенная в Раджастане
• Атомная электростанция Кайга, расположенная в Карнатаке, Атомная электростанция
• Калап Тамил Наду
• Ядерный реактор Нарора, расположенный в Уттар-Прадеше
• Атомная электростанция Какарапар, расположенный в Гуджарате

Преимущества

К преимуществам атомных электростанций можно отнести следующее.

• Он занимает меньше места по сравнению с другими электростанциями
• Он чрезвычайно экономичен и вырабатывает огромную электроэнергию.
• Эти заводы расположены рядом с центром нагрузки, так как нет необходимости в большом количестве топлива.
• Он генерирует огромное количество энергии в процессе каждого ядерного деления
• Он использует меньше топлива для генерации огромной энергии
• Его работа надежна
• По сравнению с паровыми электростанциями, он очень чистый и аккуратный
• эксплуатационные расходы небольшие
• Не производит загрязняющих газов

Недостатки

К недостаткам атомных электростанций можно отнести следующие.

• Стоимость первичного монтажа чрезвычайно высока по сравнению с другими электростанциями.
• Ядерное топливо дорогое, поэтому его сложно восстановить
• Высокие капитальные затраты по сравнению с другими электростанциями
• Для эксплуатации этой установки требуются технические знания. Так что и содержание, и зарплата будут высокими.
• Есть вероятность радиоактивного загрязнения
• Реакция неэффективна
• Потребность в охлаждающей воде вдвое больше, чем у паровой электростанции.

Приложения

Приложения атомных электростанций включают следующее.

Атомная энергия используется в различных отраслях промышленности по всему миру для опреснения морской воды, производства водорода, централизованного охлаждения / отопления, удаления третичных нефтяных ресурсов и используется в тепловых процессах, таких как когенерация, преобразование угля в жидкости и помощь в синтезе химического сырья.

Часто задаваемые вопросы

1).Что такое атомная электростанция?

Это тепловая электростанция, использующая ядерный реактор в качестве источника тепла. Вырабатываемое тепло можно использовать для привода турбины, подключенной к генератору, для выработки электроэнергии.

2), сколько атомных станций в Индии?

В Индии имеется семь атомных станций

3). В каком штате США больше электростанций?

Пенсильвания

4).Какая электростанция самая большая в мире?

В настоящее время «Электростанция Кашивадзаки-Карива» в Японии является крупнейшей электростанцией в мире.

5). Какая конструкция ядерных реакторов самая безопасная?

SMR (малый модульный реактор) – самая безопасная конструкция.

6). Какие бывают типы атомных электростанций?

Доступны два типа: вода под давлением и реактор с кипящей водой

7).Какие компоненты используются на атомной электростанции?

Это ядерные реакторы, парогенераторы, градирни, турбины, генераторы и т. Д.

Таким образом, это все об обзоре атомных электростанций. В Индии атомные электростанции вырабатывают 6,7 ГВт энергии, обеспечивая 2% электроэнергии в стране. Управление этими заводами в Индии может осуществляться через NPCIL – Nuclear Power Corporation of India. Вот вам вопрос, что такое знаменитая атомная электростанция в Индии?

Ядерные энергетические реакторы – Всемирная ядерная ассоциация

(Обновлено в июле 2021 г.)

• Большая часть электроэнергии на АЭС вырабатывается с использованием реакторов двух типов, которые были разработаны в 1950-х годах и с тех пор усовершенствованы.
• Все реакторы первого поколения сняты с эксплуатации, и большинство из действующих – это реакторы второго поколения.
• Появляются новые разработки, большие и маленькие.
• Около 10% мировой электроэнергии производится с помощью ядерной энергии.

Эта страница об основных типах ядерных реакторов обычного типа. Более продвинутые типы см. На страницах усовершенствованных ядерных энергетических реакторов, малых ядерных энергетических реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и ядерных реакторов поколения IV.

Как ядерный реактор вырабатывает электричество?

Ядерный реактор производит и регулирует выделение энергии при расщеплении атомов определенных элементов. В ядерном энергетическом реакторе выделяющаяся энергия используется в качестве тепла для производства пара для выработки электроэнергии. (В исследовательском реакторе основная цель состоит в том, чтобы утилизировать фактические нейтроны, производимые в активной зоне. В большинстве военно-морских реакторов пар приводит в движение турбину непосредственно для обеспечения движения.)

Принципы использования ядерной энергии для производства электроэнергии одинаковы для большинства типов реакторов.Энергия, выделяющаяся при непрерывном делении атомов топлива, используется в виде тепла в газе или воде и используется для производства пара. Пар используется для привода турбин, вырабатывающих электричество (как и на большинстве установок, работающих на ископаемом топливе).

Первые в мире ядерные реакторы «работали» естественным образом на урановых месторождениях около двух миллиардов лет назад. Они находились в богатых ураном рудных телах и смягчались просачивающейся дождевой водой. 17 известных в Окло в Западной Африке, каждая из которых имеет тепловую мощность менее 100 кВт, вместе потребили около шести тонн урана.Предполагается, что они не были уникальными во всем мире.

Сегодня реакторы, разработанные для двигателей подводных лодок и больших военно-морских судов, вырабатывают около 85% мировой ядерной электроэнергии. Основная конструкция представляет собой реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода с температурой более 300 ° C находится под давлением в первичном контуре охлаждения / теплопередачи и вырабатывает пар во вторичном контуре. Менее многочисленный реактор с кипящей водой (BWR) производит пар в первом контуре над активной зоной реактора при аналогичных температурах и давлении.Оба типа используют воду как в качестве хладагента, так и в качестве замедлителя для замедления нейтронов. Поскольку вода обычно кипит при 100 ° C, они имеют прочные стальные сосуды под давлением или трубы, обеспечивающие более высокую рабочую температуру. (В другом типе в качестве замедлителя используется тяжелая вода с атомами дейтерия. Поэтому для различения используется термин «легкая вода».)

Компоненты ядерного реактора

Есть несколько компонентов, общих для большинства типов реакторов:

Топливо
Основным топливом является уран.Обычно таблетки оксида урана (UO ₂ ) располагаются в трубках, образуя топливные стержни. Стержни размещены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. * В PWR класса 1000 МВт (эл.) Может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток.

* В новом реакторе с новым топливом необходим источник нейтронов для запуска реакции. Обычно это бериллий в смеси с полонием, радием или другим альфа-излучателем. Альфа-частицы в результате распада вызывают высвобождение нейтронов из бериллия, когда он превращается в углерод-12.Для перезапуска реактора с использованием некоторого количества отработанного топлива этого может не потребоваться, поскольку нейтронов может быть достаточно для достижения критичности при удалении регулирующих стержней.

Модератор
Материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, выделяющиеся при делении, так что они вызывают большее деление. Обычно это вода, но может быть тяжелая вода или графит.

Управляющие стержни или лопасти
Они сделаны из материала, поглощающего нейтроны, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны, чтобы контролировать скорость реакции или остановить ее.* В некоторых реакторах PWR используются специальные стержни управления, чтобы активная зона могла эффективно поддерживать низкий уровень мощности. (Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в теплоносителе – его концентрация может регулироваться с течением времени по мере сгорания топлива.) Управляющие стержни PWR вставляются сверху, а крестообразные лопасти BWR – снизу активной зоны.

* При делении большинство нейтронов высвобождаются быстро, но некоторые задерживаются. Они имеют решающее значение для того, чтобы система (или реактор) с цепной реакцией могла быть управляемой и иметь возможность удерживать ее в критическом состоянии.

Охлаждающая жидкость
Жидкость, циркулирующая через ядро, чтобы отводить от него тепло. В легководных реакторах водяной замедлитель действует также как теплоноситель первого контура. За исключением BWR, есть вторичный контур теплоносителя, где вода превращается в пар. (См. Также следующий раздел о характеристиках теплоносителя первого контура.) PWR имеет от двух до четырех контуров теплоносителя первого контура с насосами, приводимыми в действие паром или электричеством – в китайской конструкции Hualong One их три, каждый из которых приводится в действие шестью.Электродвигатель мощностью 6 МВт, каждый насосный агрегат массой 110 тонн.

Сосуд под давлением или напорные трубки
Обычно это прочный стальной корпус, содержащий активную зону реактора и замедлитель / теплоноситель, но это может быть ряд труб, удерживающих топливо и транспортирующих теплоноситель через окружающий замедлитель.

Парогенератор
Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением (PWR и PHWR), где теплоноситель первого контура высокого давления, приносящий тепло из реактора, используется для производства пара для турбины во вторичном контуре.По сути, это теплообменник, подобный радиатору автомобиля. * Реакторы имеют до шести «контуров», каждый с парогенератором. С 1980 года более чем у 110 реакторов PWR были заменены парогенераторы после 20-30 лет эксплуатации, более половины из них в США.

* Это большие теплообменники для передачи тепла от одной жидкости к другой – здесь от первичного контура высокого давления в PWR ко вторичному контуру, где вода превращается в пар. Каждая конструкция весит до 800 тонн и содержит от 300 до 16000 трубок диаметром около 2 см для теплоносителя первого контура, который является радиоактивным из-за азота-16 (N-16, образованного нейтронной бомбардировкой кислорода, с периодом полураспада 7 секунд. ).Вторичная вода должна проходить через опорные конструкции для труб. Все это должно быть спроектировано так, чтобы трубы не вибрировали и не трогались, работать так, чтобы не накапливались отложения, препятствующие потоку, и поддерживать химический уход во избежание коррозии. Трубки, которые выходят из строя и протекают, закупориваются, и избыточная емкость предназначена для этого. Утечки можно обнаружить, отслеживая уровни N-16 в паре на выходе из парогенератора.

Защитная оболочка
Структура вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, которая предназначена для защиты его от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия излучения в случае любой серьезной неисправности внутри.Обычно это бетонная и стальная конструкция метровой толщины.

Более новые российские и некоторые другие реакторы устанавливают устройства локализации расплава активной зоны или «ловители активной зоны» под сосудом высокого давления для улавливания любого расплавленного материала активной зоны в случае крупной аварии.

Существует несколько различных типов реакторов, как показано в следующей таблице.

Заправка ядерного реактора

Большинство реакторов необходимо остановить для перегрузки топлива, чтобы корпус реактора можно было открыть.В этом случае перегрузка производится с интервалом в 12, 18 или 24 месяца, когда от четверти до трети ТВС заменяются свежими. Типы CANDU и РБМК имеют напорные трубы (а не сосуд высокого давления, в котором находится активная зона реактора) и могут заправляться под нагрузкой путем отсоединения отдельных напорных труб. AGR также предназначен для дозаправки под нагрузкой.

Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, можно запустить энергетический реактор на природном уране, а не на обогащенном уране.Природный уран имеет тот же элементный состав, что и при его добыче (0,7% U-235, более 99,2% U-238), в обогащенном уране доля делящегося изотопа (U-235) увеличена с помощью процесса, называемого обогащением, обычно до 3,5-5,0%. В этом случае замедлителем может быть обычная вода, и такие реакторы в совокупности называются легководными реакторами. Поскольку легкая вода поглощает нейтроны, а также замедляет их, она менее эффективна в качестве замедлителя, чем тяжелая вода или графит. Некоторые новые конструкции реакторов малой мощности требуют высокопробного низкообогащенного уранового топлива, обогащенного примерно до 20% по U-235.

Во время работы часть U-238 заменяется на плутоний, и Pu-239 в конечном итоге обеспечивает около одной трети энергии из топлива.

В большинстве реакторов в качестве топлива используется керамический оксид урана (UO ₂ с температурой плавления 2800 ° C), и большая часть его является обогащенным. Топливные таблетки (обычно диаметром около 1 см и длиной 1,5 см) обычно размещаются в длинной трубке из циркониевого сплава (циркалоя), образуя топливный стержень, причем цирконий является твердым, коррозионно-стойким и прозрачным для нейтронов.* Многочисленные стержни образуют тепловыделяющую сборку, которая представляет собой открытую решетку, которую можно поднимать в активную зону реактора и из нее. В наиболее распространенных реакторах их длина составляет около 4 метров. Топливная сборка BWR может весить около 320 кг, а топливная сборка PWR – 655 кг, и в этом случае они содержат 183 кг урана и 460 кгU соответственно. В обоих задействовано около 100 кг циркалоя.

* Цирконий – важный минерал для ядерной энергетики, где он находит основное применение. Таким образом, торговля подлежит контролю. Обычно он загрязнен гафнием, поглотителем нейтронов, поэтому для изготовления циркалоя используется очень чистый Zr «ядерной чистоты», который составляет около 98% Zr плюс около 1.5% олова, а также железа, хрома и иногда никеля для повышения прочности.

Важной отраслевой инициативой является разработка аварийно-устойчивых видов топлива, которые более устойчивы к плавлению в таких условиях, как авария на Фукусиме, и с оболочкой, более устойчивой к окислению с образованием водорода при очень высоких температурах в таких условиях.

Горючие яды часто используются в топливе или теплоносителе для выравнивания производительности реактора с течением времени от загрузки свежего топлива до перегрузки.Это поглотители нейтронов, которые распадаются под воздействием нейтронов, компенсируя постепенное накопление поглотителей нейтронов в топливе по мере его сжигания и, следовательно, обеспечивая более высокое выгорание топлива (с точки зрения ГВт-дней на тонну урана) *. Самым известным является гадолиний, который является жизненно важным ингредиентом топлива в морских реакторах, где установка свежего топлива очень неудобна, поэтому реакторы рассчитаны на работу более десяти лет между заправками (эквивалент полной мощности – на практике они не работают непрерывно).Гадолиний входит в состав керамических топливных таблеток. Альтернативой является встроенный абсорбер выгорающего топлива из диборида циркония (IFBA) в виде тонкого покрытия на обычных таблетках.

* Среднее выгорание топлива, используемого в реакторах США, увеличилось почти до 50 ГВт-сутки / т, по сравнению с половиной от показателя 1980-х годов.

Гадолиний, в основном содержащий до 3 г оксида на килограмм топлива, требует немного более высокого обогащения топлива, чтобы компенсировать это, а также после выгорания около 17 ГВт · сут / т он сохраняет около 4% своего абсорбционного эффекта и не уменьшается в дальнейшем. .ZrB ₂ IFBA сгорает более устойчиво и полностью и не влияет на свойства топливных таблеток. Сейчас он используется в большинстве реакторов США и некоторых в Азии. Китай имеет технологию для реакторов AP1000.

Основные типы ядерных реакторов

Реактор с водой под давлением (PWR)

Это наиболее распространенный тип, в нем около 300 действующих реакторов для выработки электроэнергии и еще несколько сотен используются для военно-морских силовых установок. Конструкция PWR возникла как подводная энергетическая установка.PWR используют обычную воду как в качестве охлаждающей жидкости, так и в качестве замедлителя. Конструкция отличается наличием первичного контура охлаждения, который проходит через активную зону реактора под очень высоким давлением, и вторичного контура, в котором генерируется пар для привода турбины. В России они известны как типы ВВЭР – водоохлаждаемые.

PWR имеет топливные сборки из 200-300 стержней каждая, расположенных вертикально в активной зоне, а большой реактор будет иметь около 150-250 тепловыделяющих сборок с 80-100 тоннами урана.

Вода в активной зоне реактора достигает примерно 325 ° C, поэтому ее необходимо поддерживать примерно в 150 раз выше атмосферного давления, чтобы предотвратить ее кипение. Давление поддерживается паром в компенсаторе давления (см. Диаграмму). В первом контуре охлаждения вода также является замедлителем, и если какая-либо из них превратится в пар, реакция деления замедлится. Этот эффект отрицательной обратной связи является одной из характеристик безопасности данного типа. Вторичная система отключения включает добавление бора в первичный контур.

Вторичный контур находится под меньшим давлением, и вода здесь кипит в теплообменниках, которые, таким образом, являются парогенераторами.Пар приводит в движение турбину для производства электроэнергии, а затем конденсируется и возвращается в теплообменники, контактирующие с первичным контуром.

Реактор с кипящей водой (BWR)

Этот тип реактора имеет много общего с PWR, за исключением того, что есть только один контур, в котором вода находится под более низким давлением (примерно в 75 раз превышающим атмосферное давление), так что она кипит в активной зоне примерно при 285 ° C. Реактор спроектирован для работы с 12-15% воды в верхней части активной зоны в виде пара и, следовательно, с меньшим замедляющим эффектом и, следовательно, с повышенным КПД.Блоки BWR могут работать в режиме следования за нагрузкой легче, чем PWR.

Пар проходит через пластины осушителя (сепараторы пара) над активной зоной, а затем непосредственно к турбинам, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклидов, это означает, что турбина должна быть экранирована, а радиологическая защита должна быть обеспечена во время технического обслуживания. Стоимость этого, как правило, уравновешивает экономию из-за более простой конструкции.Большая часть радиоактивности воды очень недолговечна *, поэтому в машинный зал можно попасть вскоре после остановки реактора.

* в основном N-16 с периодом полураспада 7 секунд

Топливная сборка BWR состоит из 90-100 тепловыделяющих элементов, а в активной зоне реактора находится до 750 сборок, вмещающих до 140 тонн урана. Вторичная система управления включает ограничение потока воды через активную зону, чтобы большее количество пара в верхней части уменьшало замедление.

Тяжеловодный реактор под давлением (PHWR)

Реактор PHWR разрабатывался с 1950-х годов в Канаде как CANDU, а с 1980-х годов также в Индии.PHWR обычно используют в качестве топлива оксид природного урана (0,7% U-235), поэтому требуется более эффективный замедлитель, в данном случае тяжелая вода (D ₂ O). ** PHWR производит больше энергии на килограмм добытого урана, чем другие конструкции, но и производит гораздо большее количество отработанного топлива на единицу продукции.

** с системой CANDU, замедлитель обогащается (, т. Е. воды), а не топливо – это компромисс в стоимости.

Замедлитель находится в большом резервуаре, называемом каландрией, через который проходят несколько сотен горизонтальных напорных трубок, которые образуют каналы для топлива, охлаждаемого потоком тяжелой воды под высоким давлением (примерно в 100 раз превышающим атмосферное давление) в первом контуре охлаждения, обычно достигая 290 ° C.Как и в PWR, теплоноситель первого контура генерирует пар во вторичном контуре для привода турбин. Конструкция напорных трубок означает, что реактор может постепенно заправляться без остановки, путем изоляции отдельных напорных трубок от охлаждающего контура. Кроме того, их строительство менее затратно, чем конструкции с большим резервуаром высокого давления, но трубы не оказались столь же прочными.

Топливная сборка CANDU состоит из пучка из 37 тепловыделяющих стержней длиной по полметра (керамические топливные таблетки в циркалоевых трубках) плюс опорная конструкция с 12 пучками, лежащими встык в топливном канале.Управляющие стержни проникают в каландрию вертикально, а вторичная система отключения включает добавление гадолиния в замедлитель. Тяжеловодный замедлитель, циркулирующий через корпус каландрийного сосуда, также выделяет некоторое количество тепла (хотя этот контур не показан на диаграмме выше).

Более новые конструкции PHWR, такие как усовершенствованный реактор Канду (ACR), имеют легкое водяное охлаждение и слегка обогащенное топливо.

CANDU могут работать на различных видах топлива. Они могут работать на рециркулированном уране из переработанного отработавшего топлива LWR или на его смеси и обедненном уране, оставшемся от заводов по обогащению.Около 4000 МВт PWR могли бы затем заправить 1000 МВт мощности CANDU с добавлением обедненного урана. Торий также может использоваться в качестве топлива.

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Это второе поколение британских реакторов с газовым охлаждением, использующих графитовый замедлитель и диоксид углерода в качестве теплоносителя первого контура. Топливо – таблетки оксида урана с обогащением 2,5 – 3,5% в трубках из нержавеющей стали. Углекислый газ циркулирует через активную зону, достигая температуры 650 ° C, а затем проходит через трубы парогенератора за ее пределами, но все еще внутри бетонного и стального сосуда высокого давления (отсюда «цельная» конструкция).Управляющие стержни проходят через замедлитель, а вторичная система останова включает в себя нагнетание азота в теплоноситель. Высокая температура дает ему высокий тепловой КПД – около 41%. Заправка возможна под нагрузкой.

AGR был разработан на основе реактора Magnox. В реакторах Magnox также использовался графитовый замедлитель и охлаждение CO ₂ , использовалось топливо из природного урана в металлической форме и вода в качестве вторичного теплоносителя. Последний реактор Magnox в Великобритании был закрыт в конце 2015 года.

Легководный реактор с графитовым замедлителем (LWGR)

Основным проектом LWGR является РБМК, советский образец, разработанный на основе реакторов для производства плутония. В нем используются длинные (7 метров) вертикальные напорные трубы, проходящие через графитовый замедлитель, и он охлаждается водой, которой дают возможность закипеть в активной зоне при 290 ° C и примерно 6,9 МПа, как в BWR. Топливо представляет собой низкообогащенный оксид урана, который собирается в тепловыделяющие сборки длиной 3,5 метра. При замедлении в значительной степени из-за фиксированного графита избыточное кипение просто снижает охлаждение и поглощение нейтронов, не подавляя реакцию деления, и может возникнуть проблема с положительной обратной связью, поэтому они никогда не строились за пределами Советского Союза.См. Приложение «Реакторы РБМК» для получения дополнительной информации.

Реактор на быстрых нейтронах (ФНР)

Некоторые реакторы не имеют замедлителя и используют быстрые нейтроны, вырабатывая энергию из плутония, в то же время делая больше из изотопа U-238 в топливе или вокруг него. Хотя они получают более чем в 60 раз больше энергии из исходного урана по сравнению с обычными реакторами, их строительство дорого. Дальнейшая их разработка, вероятно, состоится в следующем десятилетии, и основные конструкции, которые, как ожидается, будут построены через два десятилетия, – это FNR.Если они настроены на производство большего количества делящегося материала (плутония), чем они потребляют, их называют реакторами на быстрых нейтронах (FBR). См. Также страницы, посвященные реакторам на быстрых нейтронах и реакторам малой мощности.

Атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии

Информацию о строящихся реакторах см. На странице с информацией о планах строительства новых реакторов во всем мире.

Усовершенствованные реакторы

Обычно выделяют несколько поколений реакторов. Реакторы поколения I были разработаны в 1950-60-х годах, а последний из них (Wylfa 1 в Великобритании) был остановлен в конце 2015 года. В них в основном использовалось топливо из природного урана и в качестве замедлителя использовался графит.Реакторы поколения II типичны для современного флота США, и большинство из них находится в эксплуатации в других местах. Обычно они используют обогащенное урановое топливо и в основном охлаждаются и замедляются водой. Поколение III – это усовершенствованные реакторы, созданные на их основе, первые несколько из которых находятся в эксплуатации в Японии, а с начала 2018 года в Китае, России и ОАЭ. Остальные находятся в стадии строительства и готовы к заказу. Это разработки второго поколения с повышенной безопасностью. Нет четкого различия между поколением II и поколением III.

поколения IV все еще находятся в стадии разработки. Они будут иметь замкнутые топливные циклы и сжигать долгоживущие актиниды, которые сейчас составляют часть отработавшего топлива, так что продукты деления будут единственными высокоактивными отходами. Из семи проектов, разрабатываемых при международном сотрудничестве, четыре или пять будут реакторами на быстрых нейтронах. Четыре будут использовать фторид или жидкометаллический теплоноситель, следовательно, работать при низком давлении. Два будут с газовым охлаждением. Большинство из них будут работать при гораздо более высоких температурах, чем современные реакторы с водяным охлаждением.См. Статью о реакторах поколения IV.

Более десятка усовершенствованных конструкций реакторов (поколение III) находятся на различных стадиях разработки. Некоторые из них являются эволюцией вышеупомянутых конструкций PWR, BWR и CANDU, некоторые – более радикальные отклонения. К первым относится усовершенствованный реактор с кипящей водой, некоторые из которых в настоящее время работают, а другие находятся в стадии строительства. Современные реакторы PWR работают в Китае, России и ОАЭ, и еще больше строится. Самая известная радикально новая конструкция имеет топливо в виде больших «камешков» и использует гелий в качестве хладагента при очень высокой температуре, возможно, для непосредственного привода турбины.

Учитывая замкнутый топливный цикл, реакторы поколения I-III рециркулируют плутоний (и, возможно, уран), тогда как реакторы поколения IV, как ожидается, будут иметь полный рецикл актинидов.

Многие усовершенствованные конструкции реакторов предназначены для малых энергоблоков – до 300 МВт (эл.) – и относятся к категории малых модульных реакторов (ММР), поскольку несколько из них вместе могут составлять большую электростанцию, возможно, построенную постепенно. Помимо обычного оксидного топлива, другие виды топлива – это металл, TRISO *, карбид, нитрид или жидкая соль.

* ТРИСО (триструктурно-изотропные) частицы диаметром менее миллиметра. Каждый из них имеет ядро ​​( c 0,5 мм) из оксикарбида урана (или диоксида урана) с обогащением урана до 20% по U-235. Это ядро ​​окружено слоями углерода и карбида кремния, что обеспечивает удержание продуктов деления, устойчивое к температурам более 1600 ° C.

Плавучие атомные электростанции

Помимо более чем 200 ядерных реакторов на различных судах, Росатом в России создал дочернюю компанию по поставке плавучих атомных электростанций мощностью от 70 до 600 МВт.Они будут установлены попарно на большой барже, которая будет постоянно пришвартована там, где это необходимо для подачи электроэнергии и, возможно, некоторого опреснения воды в прибрежный поселок или промышленный комплекс. Первый состоит из двух реакторов мощностью 40 МВт (эл.) На базе ледоколов и работает на удаленной площадке в Сибири. Ожидается, что стоимость электроэнергии будет намного ниже, чем у существующих альтернатив. Для получения дополнительной информации см. Страницу «Атомная энергетика в России».

Российский реактор КЛТ-40С – хорошо зарекомендовавший себя на ледоколах реактор.Здесь блок мощностью 150 МВт производит 35 МВт (брутто), а также до 35 МВт тепла для опреснения или централизованного теплоснабжения. Они рассчитаны на работу в течение 3-4 лет между дозаправками, и предполагается, что они будут работать парами, чтобы учесть перебои, с возможностью дозаправки на борту и хранилищем отработанного топлива. В конце 12-летнего рабочего цикла вся установка отправляется на центральный объект для двухлетнего капитального ремонта и удаления использованного топлива, а затем возвращается в эксплуатацию.

Российские ПАТЭС второго поколения будут иметь два реактора РИТМ-200М мощностью 175 МВт, 50 МВт, каждый примерно на 1500 тонн легче, но мощнее, чем КЛТ-40С, и, следовательно, на барже гораздо меньшего размера – водоизмещением около 12000 тонн, а не 21000 тонн.Заправка будет каждые 10-12 лет. Очень похожие реакторы РИТМ-200 устанавливают на новейшие российские ледоколы.

Мощность ядерного реактора

Мощность реактора АЭС указывается тремя способами:

• Тепловая МВт, которая зависит от конструкции самого ядерного реактора и связана с количеством и качеством производимого им пара.
• Общая электрическая МВтэ, которая указывает мощность, вырабатываемую присоединенной паровой турбиной и генератором, а также учитывает температуру окружающей среды для контура конденсатора (более холодный означает больше электроэнергии, более теплый означает меньше).Номинальная полная мощность предполагает определенные условия для обоих.
• Чистая электрическая МВтэ, которая представляет собой мощность, доступную для отправки с завода в сеть, после вычета электроэнергии, необходимой для работы реактора (насосы охлаждающей и питательной воды, и т. Д. ) и остальной части станции. *

* Чистая электрическая МВтэ и валовая МВтэ незначительно меняются от лета к зиме, поэтому обычно используется более низкий летний показатель или средний показатель. Если указано летнее значение, установки могут показывать коэффициент мощности более 100% в более прохладное время.Сообщается, что мощность реактора Watts Bar PWR в Теннесси составляет около 1125 МВт летом и около 1165 МВт нетто зимой из-за разной температуры охлаждающей воды конденсатора. Некоторые варианты конструкции, такие как приведение в действие основных больших насосов питательной воды с помощью электродвигателей (как в EPR или Hualong One), а не паровых турбин (забор пара до того, как он попадет в главный турбогенератор), объясняют некоторые общие и чистые различия между различными реакторами. типы. По этой причине EPR имеет относительно большое падение от брутто до нетто МВт, и, как отмечалось выше, Hualong One требуется 20 МВт для работы своих первичных насосов.

Связь между ними выражается двумя способами:

• Тепловой КПД%, отношение валовой МВтэ к МВт. Это связано с разницей в температуре пара из реактора и охлаждающей воды. В легководных реакторах она часто составляет 33-37%, а в последних PWR – 38%.
• Чистый КПД%, отношение достигнутых чистых МВтэ к МВт. Это немного ниже и позволяет использовать растения.

На информационных страницах и цифрах Всемирной ядерной ассоциации и в статьях World Nuclear News, как правило, чистая МВтэ используется для действующих станций, а валовая МВтэ – для строящихся или планируемых / предлагаемых.

Срок службы ядерных реакторов

Большинство современных атомных станций изначально были рассчитаны на 30-40-летний срок эксплуатации. Однако при крупных инвестициях в системы, конструкции и компоненты срок службы может быть увеличен, и в некоторых странах действуют активные программы по продлению срока эксплуатации. В США почти все из почти 100 реакторов получили лицензию на эксплуатацию с 40 до 60 лет. Это оправдывает значительные капитальные затраты на модернизацию систем и компонентов, включая создание дополнительных показателей производительности.Некоторые будут работать 80 лет и более.

Некоторые компоненты просто изнашиваются, корродируют или выходят из строя до низкого уровня эффективности. Их необходимо заменить. Парогенераторы – самые известные и дорогие из них, и многие из них были заменены примерно через 30 лет, тогда как в остальном реактор имеет перспективу проработать 60 или более лет. По сути, это экономическое решение. Компоненты меньшего размера легче заменить по мере их старения. В реакторах Candu замена напорных труб была произведена на некоторых заводах после 30 лет эксплуатации.

Вторая проблема – моральное устаревание. Например, на более старых реакторах есть аналоговые приборы и системы управления. Некоторые были заменены цифровыми системами. В-третьих, свойства материалов могут ухудшаться с возрастом, особенно при тепловом и нейтронном облучении. Что касается всех этих аспектов, необходимы инвестиции для поддержания надежности и безопасности. Кроме того, на старых станциях проводятся периодические проверки безопасности в соответствии с международными конвенциями и принципами безопасности, чтобы обеспечить соблюдение запаса прочности.

Другой важной проблемой является управление знаниями на протяжении всего жизненного цикла от проектирования, строительства и эксплуатации до вывода из эксплуатации реакторов и других объектов. Это может длиться столетие и охватывать несколько стран и несколько компаний. Срок службы завода охватит несколько поколений инженеров. Данные должны передаваться между несколькими поколениями программного обеспечения и ИТ-оборудования, а также передаваться другим операторам аналогичных заводов. * В проект могут вноситься значительные изменения в течение всего срока службы завода, поэтому оригинальной документации недостаточно, и потеря базовых знаний проектирования может иметь огромные последствия ( e.г. Пикеринг А. и Брюс А. в Онтарио). Управление знаниями часто является совместной обязанностью и имеет важное значение для эффективного принятия решений и достижения безопасности и экономики станции.

* ISO15926 охватывает переносимость и функциональную совместимость для стандарта открытых данных жизненного цикла. Также EPRI в 2013 г. опубликовал Advanced Nuclear Technology: New Nuclear Power Plant Information Handover Guide .

См. Также раздел « Старение » в документе «Безопасность растений».

Первичный теплоноситель

Появление некоторых из упомянутых выше конструкций дает возможность рассмотреть различные первичные теплоносители, используемые в ядерных реакторах. Есть большой выбор – газ, вода, легкие металлы, тяжелые металлы и соль:

Вода или тяжелая вода необходимо поддерживать при очень высоком давлении (1000-2200 фунтов на квадратный дюйм, 7-15 МПа, 150 атмосфер), чтобы он мог работать при температурах выше 100 ° C, до 345 ° C, как в современных реакторах. Это имеет большое влияние на реакторную технику.Однако вода в сверхкритическом состоянии около 25 МПа может дать 45% тепловой КПД – как сегодня на некоторых электростанциях, работающих на ископаемом топливе, при температурах на выходе 600 ° C, а при сверхкритических уровнях (30+ МПа) можно достичь 50%.

Водяное охлаждение паровых конденсаторов является стандартным для электростанций, потому что оно работает очень хорошо, относительно недорого и имеет огромную базу опыта. Вода (при давлении 75 атм) имеет хорошую теплоемкость – около 4000 кДж / м ³ – поэтому она намного эффективнее газа для отвода тепла, хотя ее теплопроводность меньше, чем у жидкостей.

Возможным вариантом этого является наличие высокой доли тяжелой воды в теплоносителе на ранних этапах топливного цикла, так что больше Pu-239 выделяется из U-238, тем самым расширяя цикл и улучшая использование урана. Это известно как управление спектральным сдвигом.

Гелий должен использоваться при аналогичном давлении (1000–2000 фунтов на кв. Дюйм, 7–14 МПа), чтобы поддерживать плотность, достаточную для эффективной работы. Однако даже при давлении 75 атм его теплоемкость составляет всего около 20 кДж / м ³ .Опять же, требующееся высокое давление имеет инженерные последствия, но его можно использовать в цикле Брайтона для непосредственного приведения в действие турбины.

Двуокись углерода использовалась в первых британских реакторах и их нынешних AGR, которые работают при гораздо более высоких температурах, чем легководные реакторы. Он плотнее, чем гелий, и, следовательно, дает лучшую эффективность термического преобразования. Он также протекает менее легко, чем гелий. Но при очень высоких температурах – например, в HTR – он выходит из строя, поэтому основное внимание уделяется гелию.В настоящее время проявляется интерес к сверхкритическому CO ₂ для цикла Брайтона.

Натрий , обычно используемый в реакторах на быстрых нейтронах при температуре около 550 ° C, плавится при 98 ° C и кипит при 883 ° C при атмосферном давлении, поэтому, несмотря на необходимость сохранять его сухим, технические средства, необходимые для его удержания, относительно скромны. Обладает высокой теплопроводностью и высокой теплоемкостью – около 1000 кДж / м ³ при давлении 2 атм. Однако обычно вода / пар используется во вторичном контуре для привода турбины (цикл Ренкина) с более низким тепловым КПД, чем цикл Брайтона.В некоторых конструкциях натрий находится во вторичном контуре парогенераторов. Натрий не вызывает коррозии металлов, используемых в оболочке твэла или первого контура, ни самого топлива, если есть повреждение оболочки, но в целом он очень реактивен. В частности, он экзотермически реагирует с водой или паром с выделением водорода. Горит на воздухе, но гораздо менее энергично. Натрий имеет низкое поперечное сечение захвата нейтронов, но этого достаточно, чтобы некоторое количество Na-23 превратилось в Na-24, который является бета-излучателем и очень гамма-активным с периодом полураспада 15 часов, поэтому требуется некоторая защита.В большом реакторе с концентрацией натрия около 5000 т на ГВт (эл.) Активность Na-24 достигает равновесного уровня около 1 ТБк / кг – большой радиоактивный запас. Если реактор необходимо часто останавливать, в качестве хладагента можно использовать эвтектику NaK, которая является жидкой при комнатной температуре (около 13 ° C), но калий является пирофорным, что увеличивает опасность. Натрий примерно в шесть раз прозрачнее для нейтронов, чем свинец.

Свинец или эвтектика свинец-висмут в реакторах на быстрых нейтронах могут работать при более высоких температурах при атмосферном давлении.Они прозрачны для нейтронов, что способствует повышению эффективности из-за большего расстояния между топливными стержнями, что затем позволяет теплоносителю течь за счет конвекции для отвода остаточного тепла, а поскольку они не вступают в реакцию с водой, интерфейс теплообменника более безопасен. Они не горят на воздухе. Однако они вызывают коррозию оболочек твэлов и стали, которые изначально ограничивали температуру до 550 ° C. Сегодняшние материалы позволяют достичь 650 ° C, а в будущем на втором этапе разработки IV поколения с использованием оксидно-дисперсионно-упрочненных сталей предусматривается 800 ° C.Свинец и Pb-Bi имеют гораздо более высокую теплопроводность, чем вода, но ниже, чем натрий. Westinghouse разрабатывает концепцию быстрого реактора со свинцовым охлаждением, и LeadCold в Канаде также разрабатывает такой, используя новые сплавы алюминия и стали, которые обладают высокой коррозионной стойкостью до 450 ° C. Состав Ti ₃ SiC ₂ (карбид кремния титана) рекомендуется для устойчивых к коррозии первичных цепей.

Хотя свинец имеет ограниченную активацию нейтронами, проблема с Pb-Bi заключается в том, что он дает токсичный продукт активации полония (Po-210), альфа-излучатель с периодом полураспада 138 дней.Pb-Bi плавится при относительно низкой температуре 125 ° C (отсюда эвтектика) и кипит при 1670 ° C, Pb плавится при 327 ° C и кипит при 1737 ° C, но его гораздо больше и дешевле производить, чем висмут, поэтому предполагается для крупномасштабного использования в будущем, хотя необходимо избегать замерзания. Развитие ядерной энергетики на основе реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых Pb-Bi, вероятно, будет ограничено суммарной мощностью 50-100 ГВт, в основном для небольших реакторов в удаленных местах. В 1998 году Россия рассекретила много исследовательской информации, основанной на ее опыте работы с реакторами на подводных лодках, и впоследствии интерес США к использованию Pb в целом или Pb-Bi для малых реакторов возрос.В реакторе Gen4 Module (Hyperion) будет использоваться эвтектика свинец-висмут, состоящая из 45% Pb и 55% Bi. Вероятен пар, вырабатывающий вторичный контур.

Подробную информацию о теплоносителях с эвтектикой свинец-висмут см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год в разделе «Ссылки».

SALT: фторидные соли кипят при температуре около 1400 ° C при атмосферном давлении, поэтому можно использовать несколько вариантов использования тепла, включая использование гелия во вторичном контуре цикла Брайтона с тепловым КПД от 48% при 750 ° C до 59% при атмосферном давлении. 1000 ° C, для производства водорода.Фторидные соли имеют очень высокую температуру кипения, очень низкое давление пара даже при красном нагреве, очень высокую объемную теплоемкость (4670 кДж / м ³ для FLiBe, выше, чем у воды при давлении 75 атм), хорошие свойства теплопередачи, низкое нейтронное излучение. поглощение, хорошая способность замедлять нейтроны, не повреждаются радиацией, химически очень стабильны, поэтому хорошо поглощают все продукты деления и не вступают в бурную реакцию с воздухом или водой, совместимы с графитом, а некоторые также инертны по отношению к некоторым обычным конструкционным металлам.Некоторое количество гамма-активного F-20 образуется в результате захвата нейтронов, но имеет очень короткий период полураспада (11 секунд).

Фторид лития и бериллия Li ₂ BeF ₄ (FLiBe) соль представляет собой эвтектическую версию LiF (2LiF + BeF2), которая затвердевает при 459 ° C и кипит при 1430 ° C. Его используют в системах первичного охлаждения MSR и AHTR / FHR, а в незагрязненном состоянии он имеет низкий эффект коррозии. LiF без токсичного бериллия затвердевает при температуре около 500 ° C и кипит при температуре около 1200 ° C. FLiNaK (LiF-NaF-KF) также является эвтектическим и затвердевает при 454 ° C и кипит при 1570 ° C.Он имеет более высокое нейтронное сечение, чем FLiBe или LiF, но может использоваться в промежуточных контурах охлаждения.

Подробные сведения о жидкометаллических теплоносителях, используемых только в качестве теплоносителя и в качестве носителей топлива, см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год о проблемах, связанных с использованием жидкометаллических и солевых теплоносителей в усовершенствованных реакторах – Отчет о совместном проекте COOL международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО).

Хлоридные соли имеют преимущества в реакторах с расплавленными солями с быстрым спектром действия, поскольку они обладают более высокой растворимостью актинидов, чем фториды.Хотя NaCl обладает хорошими ядерными, химическими и физическими свойствами, его высокая температура плавления означает, что его необходимо смешивать с MgCl ₂ или CaCl ₂ , первый из которых предпочтителен в эвтектике и позволяет добавлять трихлориды актинида. Основной изотоп хлора, Cl-35, дает в качестве продукта активации Cl-36 – долгоживущий энергетический бета-источник, поэтому Cl-37 гораздо предпочтительнее в реакторе. В тепловых реакторах хлориды – только кандидаты для вторичных контуров охлаждения.

Все жидкие хладагенты низкого давления позволяют отводить все свое тепло при высоких температурах, поскольку падение температуры в теплообменниках меньше, чем в газовых хладагентах.Кроме того, с хорошим запасом между рабочей температурой и температурой кипения легко достигается пассивное охлаждение остаточного тепла. Поскольку теплообменники протекают в небольшой степени, несовместимые теплоносители первого и второго контура могут быть проблемой. Чем меньше перепад давления в теплообменнике, тем меньше проблем.

Удаление пассивного остаточного тепла является жизненно важной функцией систем первичного охлаждения, помимо теплопередачи для работы. Когда процесс деления останавливается, распад продуктов деления продолжается, и к активной зоне добавляется значительное количество тепла.В момент отключения это примерно 6,5% от уровня полной мощности, но через час он падает примерно до 1,5% из-за распада короткоживущих продуктов деления. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет всего 0,2%. Это тепло может расплавить активную зону легководного реактора, если оно не будет надежно рассеиваться, как показано в аварии на Фукусима-дайити в марте 2011 года, где около 1,5% тепла генерировалось, когда цунами отключило охлаждение. В пассивных системах используется конвекционный поток.Отвод остаточного тепла представляет собой большую проблему в реакторах с газовым охлаждением из-за низкой тепловой инерции, и это ограничивает размер отдельных блоков.

Теплообмен для различных теплоносителей первого контура – жидкие теплоносители низкого давления позволяют передавать больше тепла при более высоких температурах (Источник: Forsberg ¹ )

См. Также информационную страницу по охлаждающим электростанциям.

Охлаждающая вода, протекающая через активную зону реактора с водяным охлаждением, имеет некоторую радиоактивность, в основном из-за продукта активации азота-16, образующегося при захвате нейтронов из кислорода.N-16 имеет период полураспада всего 7 секунд, но при распаде производит высокоэнергетическое гамма-излучение. Это причина того, что доступ в машинный зал BWR ограничен во время реальной эксплуатации.

Способность выдерживать нагрузку

Атомные электростанции лучше всего эксплуатировать в непрерывном режиме на высокой мощности для удовлетворения требований базовой нагрузки в энергосистеме. Если их выходная мощность увеличивается и уменьшается на ежедневной и еженедельной основе, эффективность снижается, и в этом отношении они аналогичны большинству угольных электростанций.(Также неэкономично запускать их на меньшей, чем полная мощность, поскольку они дороги в строительстве, но дешевы в эксплуатации.) Однако в некоторых ситуациях необходимо регулярно изменять производительность в соответствии с дневными и еженедельными циклами нагрузки, например, во Франции, где очень сильно полагается на ядерную энергию. Areva разработала свою усовершенствованную систему управления слежением за нагрузкой для PWR, которая автоматически регулирует электрическую мощность установки в соответствии с потребностями оператора сети. Он включает в себя обновление программного обеспечения системы управления реактором, которое изменяет производительность установки от 50% до 100% от ее установленной мощности без вмешательства оператора.С 2008 года Areva NP установила эту технологию на четырех немецких атомных энергоблоках: Philippsburg 2 (сейчас остановлен), Isar 2, Brokdorf и Grohnde, а также на Goesgen в Швейцарии.

BWR можно заставить достаточно легко следовать за нагрузкой без неравномерного сжигания активной зоны, путем изменения расхода теплоносителя. Слежение за нагрузкой не так легко достигается в PWR, но особенно во Франции с 1981 года используются так называемые «серые» стержни управления. Способность PWR работать на мощности ниже полной в течение большей части времени зависит от того, находится ли он в начале своего 18-24-месячного цикла дозаправки или в конце его, а также от того, спроектирован ли он со специальными стержнями управления, которые уменьшить уровни мощности по всей активной зоне, не выключая ее.Таким образом, хотя способность любого отдельного реактора PWR работать на постоянной основе на низкой мощности заметно снижается по мере прохождения цикла перегрузки топлива, существуют значительные возможности для эксплуатации парка реакторов в режиме следования за нагрузкой. Европейские энергетические требования (EUR) с 2001 года определяют, что реакторы новой конструкции должны выдерживать нагрузку от 50 до 100% мощности со скоростью изменения электрической мощности 3-5% в минуту. Экономические последствия в основном связаны с уменьшением коэффициента загрузки капиталоемкого завода.Дополнительную информацию можно найти на информационной странице «Атомная энергия во Франции» и в отчете Агентства по ядерной энергии 2011 г. «Технические и экономические аспекты отслеживания нагрузки на АЭС».

По мере появления в будущем реакторов на быстрых нейтронах их способность слежения за нагрузкой станет преимуществом.

Ядерные реакторы для технологического тепла

Производство пара для привода турбины и генератора относительно просто, и легководный реактор, работающий при температуре 350 ° C, легко справляется с этим.Как показано в приведенном выше разделе и на рисунке, для более высоких температур требуются другие типы реакторов. В документе Министерства энергетики США от 2010 года указано 500 ° C для реактора с жидкометаллическим охлаждением (FNR), 860 ° C для реактора с расплавленной солью (MSR) и 950 ° C для высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTR). Реакторы с более низкой температурой могут использоваться с дополнительным подогревом газа для достижения более высоких температур, хотя использование LWR было бы непрактичным или экономичным. Министерство энергетики заявило, что высокие температуры на выходе из реактора в диапазоне от 750 до 950 ° C необходимы для удовлетворения всех требований конечных пользователей, оцененных на сегодняшний день для АЭС следующего поколения.

Для получения дополнительной информации см. Страницу «Ядерное тепло для промышленности».

Реакторы примитивные

Самые старые из известных ядерных реакторов в мире работали на территории нынешнего Окло в Габоне, Западная Африка. Около 2 миллиардов лет назад по крайней мере 16 естественных ядерных реакторов достигли критичности в высокосортном месторождении урановой руды (17 ^th находились на месторождении Бангомбе в 30 км). Каждый работал с перерывами на тепловой мощности около 20 кВт, реакция прекращалась всякий раз, когда вода превращалась в пар, так что она перестала действовать как замедлитель.В то время концентрация U-235 во всем природном уране составляла около 3,6% вместо 0,7%, как сейчас. (U-235 распадается намного быстрее, чем U-238, период полураспада которого примерно равен возрасту Земли. Когда Земля образовалась, U-235 составлял около 30% урана.) Эти естественные цепные реакции начинались спонтанно и в целом продолжалось один или два миллиона лет, прежде чем окончательно умереть. Похоже, что каждый реактор работал импульсами продолжительностью около 30 минут. По оценкам, было произведено около 130 ТВтч тепла.(Реакторы были обнаружены, когда анализы добытого урана показали только 0,717% U-235 вместо 0,720%, как повсюду на планете. Дальнейшие исследования выявили определенные зоны реакторов с уровнями U-235 до 0,44%. Были также значительные концентрации нуклиды распада из продуктов деления как урана, так и плутония.)

В течение этого длительного периода реакции в рудном теле образовалось около 5,4 тонны продуктов деления, а также до двух тонн плутония вместе с другими трансурановыми элементами.Первоначальные радиоактивные продукты давно распались на стабильные элементы, но тщательное изучение их количества и местонахождения показало, что движение радиоактивных отходов во время и после ядерных реакций было незначительным. Плутоний и другие трансурановые соединения оставались неподвижными.

Ссылки и примечания

Общие источники

Уилсон П.Д., Ядерный топливный цикл, ОУП (1996)
Алекс П. Мешик, Работа древнего ядерного реактора, Scientific American (26 января 2009 г .; первоначально опубликовано в выпуске Scientific American за октябрь 2005 г.)
Эвелин Мервин, Nature’s Nuclear Reactors: The 2-миллиардные летние естественные реакторы деления в Габоне, Западная Африка, Scientific American (13 июля 2011 г.) 2011)
Международное агентство по атомной энергии, Проблемы, связанные с использованием жидких металлов и расплавленных солей теплоносителей в усовершенствованных реакторах – Отчет о совместном проекте COOL Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), IAEA-TECDOC-1696 (май 2013 г.) )

Список литературы

1.К. В. Форсберг, П. Ф. Петерсон и П. С. Пикард, Усовершенствованный высокотемпературный реактор с расплавленным солевым охлаждением для производства водорода и электроэнергии, Nuclear Technology , Американское ядерное общество (май 2003 г.) [Назад]

Как работает ядерный реактор

Атомные станции расщепляют атомы, чтобы нагреть воду до пара. Пар вращает турбину для выработки электроэнергии. Для этого требуется сложное оборудование и высококвалифицированная рабочая сила, но это так просто.

Как ядерная энергия используется для производства электроэнергии?

На большинстве электростанций для выработки электроэнергии необходимо вращать турбину.Уголь, природный газ, нефть и ядерная энергия используют свое топливо для превращения воды в пар и используют этот пар для вращения турбины.

• Атомные станции отличаются тем, что они ничего не сжигают для образования пара. Вместо этого они расщепляют атомы урана в процессе, называемом делением. В результате, в отличие от других источников энергии, атомные электростанции не выбрасывают в воздух углерод или загрязняющие вещества, такие как оксиды азота и серы.
• Ядерные реакторы предназначены для поддержания продолжающейся цепной реакции деления; реакторы, работающие в У.S. сегодня заправлены специально разработанным твердым урановым топливом и окружены водой, что облегчает процесс. Когда реактор запускается, атомы урана расщепляются, выделяя нейтроны и тепло. Эти нейтроны будут поражать другие атомы урана, заставляя их расщепляться и продолжать процесс, генерируя больше нейтронов и больше тепла.
• Это тепло используется для создания пара, который вращает турбину, которая приводит в действие генератор, вырабатывающий электричество.

Два типа реакторов в США

Ядерные реакторы, которые в настоящее время эксплуатируются в США, представляют собой реакторы с кипящей водой или реакторы с водой под давлением.Названия могут вводить в заблуждение: оба используют пар для питания генератора, но разница в том, как они его создают.

• Реактор с кипящей водой нагревает воду в реакторе до тех пор, пока она не превратится в пар, и раскручивает турбину.
• Реактор с водой под давлением также нагревает воду в реакторе. Однако эта вода находится под давлением, поэтому она не закипает и направляется к другому источнику воды, который становится паром и раскручивает турбину.

Новые технологии ядерных реакторов

Предприниматели-новаторы и стартапы разрабатывают новые типы реакторов, которые будут более эффективными и гибкими в эксплуатации, охватят удаленные и развивающиеся районы и даже превратят морскую воду в питьевую.

• Усовершенствованные реакторы включают множество типов реакторов, в том числе малые модульные реакторы (SMR), которые сейчас находятся в разработке. Некоторые из этих новых конструкций не используют воду для охлаждения; вместо этого они используют другие материалы, такие как жидкий металл, расплавленную соль или гелий, для передачи тепла отдельному источнику воды и производства пара.
• SMR – это усовершенствованные реакторы, вырабатывающие 300 мегаватт или меньше электроэнергии. Их строительство будет менее затратным, и их можно будет строить на заводах и отправлять туда, где они необходимы, чтобы они могли помочь в обеспечении удаленными районами или развивающимися странами безуглеродной энергией. SMR также могут масштабироваться по выработке мощности для удовлетворения спроса на электроэнергию, что делает их идеальными партнерами для поддержки периодически возобновляемых источников энергии.
• Некоторые усовершенствованные реакторы будут работать при более высоких температурах или более низких давлениях, чем традиционные ядерные реакторы.Они также предложат другие приложения, такие как опреснение воды и производство водорода. Другие реакторы будут очень экономичными за счет уменьшения количества отходов или за счет удлиненных топливных циклов и отсутствия необходимости останавливаться и дозаправляться в течение десяти или более лет.

Как работает атомная электростанция ??

Работа атомной электростанции аналогична работе любой другой тепловой электростанции. Атомная электростанция – это разновидность тепловой электростанции. Его функция – вырабатывать электрическую энергию.

Есть несколько типов обменов, но в основе они работают одинаково:

1. Генерировать ядерные реакции. Получается тепловая энергия.
2. Вырабатывает водяной пар с помощью тепловой энергии.
3. Активировать паровую турбину. Получается механическая энергия (кинетическая энергия).
4. Включите электрогенератор. Электричество получено.

Атомная электростанция – это объект, на котором осуществляется весь процесс. Самое главное отличие от других ТЭС – способ получения тепловой энергии.На атомной станции это осуществляется в ядерном реакторе.

Остальные типы тепловых электростанций – это в основном те, которые используют ископаемое топливо. В основном уголь или природный газ. Есть также солнечные тепловые станции, которые используют солнце для производства пара.

Что такое ядерная реакция?

Ядерная реакция – это изменение ядра атома.

Атомы состоят из комбинации субчастиц. Протоны и нейтроны. Эти субчастицы связаны силовыми связями, обладающими большим количеством энергии.

Понятие ядерной энергии относится к энергии ядра. Понятие атомной энергии относится к атому. Однако в обоих случаях мы имеем в виду одно и то же.

Если изменить эту атомную структуру, могут произойти две вещи:

В обоих случаях выделяется большое количество тепловой энергии.

Сегодня все атомные электростанции используют реакторы деления. Ядерный синтез пока что нежизнеспособен.

Сколько типов атомных электростанций существует?

Во всем мире 90% заводов используют легководные реакторы.Легкая вода – это проточная вода; в атомной энергетике это называется так. Различают два типа легководных реакторов:

• Ядерный реактор с водой под давлением (PWR).
• Ядерный реактор с кипящей водой (BWR).

Среди этих двух типов реакторов, реактор с водой под давлением является наиболее широко используемым в мире.

Как работает атомная электростанция с водой под давлением?

Базовая операция атомной электростанции с реактором с водой под давлением может быть упрощена в 4 этапа:

1. Получение тепловой энергии путем деления ядер ядер атомов (атомного ядра) ядерного топлива.
2. Создает водяной пар, используя тепловую энергию, ранее полученную от теплогенератора.
3. Приведите в действие набор турбин, используя полученный водяной пар.
4. Используйте механическую энергию турбин для привода электрогенератора. Этот электрогенератор будет вырабатывать электричество.

С физической точки зрения наблюдается несколько изменений энергии:

Изначально у нас есть ядерная энергия (та, которая удерживает ядра атомов в связке).Позже, когда он ломается, он превращается в тепловую энергию. С помощью термодинамики часть тепловой энергии преобразуется в пар.

Тепловая энергия становится внутренней энергией воды (теперь пара). Внутренняя энергия и тепловая энергия воды преобразуются в кинетическую энергию при движении турбины.

Наконец, генератор преобразует кинетическую энергию в электрическую.

Водяные контуры

Атомные электростанции, работающие с реактором с водой под давлением, имеют два водяных контура:

• Первый контур.Он проходит через реактор.
• Вторичный контур. Он проходит через паровые турбины.

В первом контуре вода находится под высоким давлением. При прохождении через реактор вода приобретает очень высокую температуру, и давление препятствует ее газификации. Его нельзя превратить в пар. Это цель.

Вторичный контур также замкнут. Часть воды превращается в пар. Он нагревается, потому что находится в контакте с первичным контуром.Пар проходит через турбину.

Наконец, он охлаждается за счет теплового контакта с внешним источником воды.

Что происходит в ядерном реакторе?

Ядерный реактор – самая чувствительная и важная часть станции.

Реактор отвечает за преобразование ядерной энергии в тепловую. Внутри него размещены ядерные топливные стержни. В основном уран. Уран очень нестабилен.

Если нейтрон сталкивается с атомом урана, то велика вероятность его разрушения.Этот разрыв – реакция ядерного деления. Куски атома и еще один или два нейтрона высвобождаются при делении ядра. Эти нейтроны могут сталкиваться с атомами и вызывать цепные реакции.

Если бы эти реакции не контролировались, в секунду происходило бы все больше и больше реакций. Вырабатываемое тепло будет настолько высоким, что его невозможно удержать, и реактор расплавится (как в Чернобыле и Фукусиме).

Чтобы этого не происходило, есть панели управления. Панели управления обладают способностью притягивать нейтроны.Без нейтронов больше нет реакций.

Изолятор

Изолятор – это здание, в котором расположены атомная электростанция и первый контур. Наиболее чувствительные части атомной электростанции.

Здание защитной оболочки спроектировано так, чтобы:

1. Сдерживать возможные взрывы.

2. Избегайте возможного выхода ядерного излучения наружу.

Как вырабатывается электроэнергия?

Когда пар попадает в турбину, он передает большую часть своей тепловой энергии турбине.Теперь турбина имеет механическую энергию, она крутится.

Эта турбина подключена к электрогенератору. генератор преобразует кинетическую энергию в электрическую.

Водяной пар, покидающий турбину, потерял много тепловой энергии, но это все еще очень горячий пар. Его необходимо охладить перед тем, как снова включить в контур.

При выходе из турбины пар уходит в емкость для конденсата. Вода будет находиться в тепловом контакте с некоторыми трубами холодной воды снаружи.Водяной пар становится жидким. Через насос вода направляется обратно в реактор.

Цикл повторяется.

Что такое дым выходит из дымовых труб атомных электростанций?

Белый дым, выходящий из труб атомных станций, представляет собой водяной пар.

Когда холодная вода вступает в тепловой контакт с паром, выходящим из турбин, он быстро нагревается. Передается тепло. Из-за тепла часть этой внешней воды превращается в пар.

По этой причине атомные электростанции всегда устанавливают рядом с обильным источником холодной воды. Это может быть море, река или озеро. Вода нужна для охлаждения в емкости для конденсата.

Резюме

Атомная электростанция предназначена для извлечения энергии из атома и преобразования ее в электричество.

Этот процесс выполняется в 4 этапа.

1. Преобразование энергии атома в тепловую с помощью ядерных реакций.
2. Выработка пара с использованием этой тепловой энергии.
3. Привод паровой турбины.
4. Преобразуйте кинетическую энергию турбины в электричество. Электрический генератор.

—————–

Работа атомной электростанции аналогична работе любой другой тепловой электростанции. Атомная электростанция – это разновидность тепловой электростанции. Его функция – вырабатывать электрическую энергию.

Есть несколько типов тепловых электростанций, но в основном они работают одинаково:

1. Вырабатывают тепло.В нашем случае ядерный реактор производит тепло.
2. Вырабатывает водяной пар с помощью тепловой энергии.
3. Активировать паровую турбину. Получается механическая энергия (кинетическая энергия).
4. Включите электрогенератор. Электричество получено.

Атомная электростанция – это объект, на котором осуществляется весь процесс. Самое главное отличие от других ТЭС – способ получения тепловой энергии. На атомной станции это осуществляется в ядерном реакторе.

Остальные типы тепловых электростанций – это в основном те, которые используют ископаемое топливо. В основном уголь или природный газ. Есть также солнечные тепловые станции, которые используют солнце для нагрева воды и производства пара.

Что такое ядерная реакция?

Ядерная реакция – это изменение ядра атома.

Атомы состоят из комбинации субчастиц. Протоны и нейтроны. Эти субчастицы связаны силовыми связями, обладающими большим количеством энергии.

Понятие ядерной энергии относится к энергии ядра.Понятие атомной энергии относится к атому. Однако в обоих случаях мы имеем в виду одно и то же.

Если эта атомная структура изменяется, могут произойти две вещи:

• То, что атом разрушается: этот процесс называется делением.
• Пусть атомы сливаются: реакция ядерного синтеза.

В обоих случаях выделяется большое количество тепловой энергии.

Сегодня все атомные электростанции используют реакторы деления. Ядерный синтез пока что нежизнеспособен.

Сколько типов атомных электростанций существует?

Во всем мире 90% заводов используют легководные реакторы.Легкая вода – это проточная вода; в атомной энергетике это называется так. Различают два типа легководных реакторов:

• Ядерный реактор с водой под давлением (PWR).
• Ядерный реактор с кипящей водой (BWR).

Среди этих двух типов реакторов реактор с водой под давлением является наиболее широко используемым в мире.

Как работает атомная электростанция с водой под давлением?

Базовая операция атомной электростанции с реактором с водой под давлением может быть упрощена в 4 этапа:

1. Получение тепловой энергии путем деления ядер ядер атомов (атомного ядра) ядерного топлива.
2. Создает водяной пар, используя тепловую энергию, ранее полученную от теплогенератора.
3. Приведите в действие набор турбин, используя полученный водяной пар.
4. Используйте механическую энергию турбин для привода электрогенератора. Этот электрогенератор будет вырабатывать электричество.

С физической точки зрения наблюдается несколько изменений энергии:

Изначально у нас есть ядерная энергия (та, которая удерживает ядра атомов в связке).Позже, когда он ломается, он превращается в тепловую энергию. С помощью термодинамики часть тепловой энергии преобразуется в пар.

Тепловая энергия становится внутренней энергией воды (теперь пара). Внутренняя энергия и тепловая энергия воды преобразуются в кинетическую энергию при движении турбины.

Наконец, генератор преобразует кинетическую энергию в электрическую.

Водяные контуры

Атомные электростанции, работающие с реактором с водой под давлением, имеют два водяных контура:

• Первый контур.Он проходит через реактор.
• Вторичный контур. Он проходит через паротурбинный генератор.

В первом контуре вода находится под высоким давлением. При прохождении через реактор вода приобретает очень высокую температуру, и давление препятствует ее газификации. Его нельзя превратить в пар. Это цель.

Вторичный контур также замкнут. Часть воды превращается в пар. Он нагревается, потому что находится в контакте с первичным контуром.Пар проходит через турбину.

Наконец, он охлаждается за счет теплового контакта с внешним источником воды.

Что происходит в ядерном реакторе?

Ядерный реактор – самая чувствительная и важная часть станции.

Реактор превращает ядерную энергию в тепловую. Внутри него размещены ядерные топливные стержни. В основном урановое топливо. Уран очень нестабилен.

Если нейтрон сталкивается с атомом урана, то велика вероятность его разрушения.Этот разрыв – реакция ядерного деления. Куски атома и еще один или два нейтрона высвобождаются при делении ядра. Эти нейтроны могут сталкиваться с атомами и вызывать цепные реакции.

Если бы эти реакции не контролировались, в секунду происходило бы все больше и больше реакций. Вырабатываемое тепло будет настолько высоким, что его невозможно удержать, и реактор расплавится (как в Чернобыле и Фукусиме).

Чтобы этого не происходило, есть панели управления. Панели управления обладают способностью притягивать нейтроны.Без нейтронов больше нет реакций.

На самом деле управляющие стержни – это не только система безопасности. Они позволяют регулировать мощность реактора в зависимости от потребности в электроэнергии.

Изолятор

Изолятор – это здание, в котором расположены атомная электростанция и первый контур. Наиболее чувствительные части атомной электростанции.

Здание защитной оболочки спроектировано так, чтобы:

1. сдерживать возможные взрывы.
2. Избегайте возможного выхода ядерного излучения наружу.

Как вырабатывается электроэнергия?

Когда пар попадает в турбину, он передает большую часть своей тепловой энергии турбине. Теперь турбина имеет механическую энергию, она крутится.

Эта турбина подключена к электрогенератору, вырабатывающему электричество.

Водяной пар, покидающий турбину, потерял много тепловой энергии, но это все еще очень горячий пар.Его необходимо охладить перед тем, как снова включить в контур.

При выходе из турбины пар уходит в емкость для конденсата. Вода будет находиться в тепловом контакте с некоторыми трубами холодной воды снаружи. Водяной пар становится жидким. Через насос вода направляется обратно в реактор.

Цикл повторяется.

Что такое дым выходит из дымовых труб атомных электростанций?

Белый дым, выходящий из труб атомных станций, представляет собой водяной пар.

Когда холодная вода вступает в тепловой контакт с паром, выходящим из турбин, он быстро нагревается. Передается тепло. Из-за тепла часть этой внешней воды превращается в пар.

По этой причине атомные электростанции всегда устанавливают рядом с обильным источником холодной воды.