Схема атомной электростанции: Как работает атомная станция? – Атомэнергомаш

Содержание

Принципиальные схемы атомных электростанций – Энциклопедия по машиностроению XXL

Рис. 4-9. Принципиальная схема атомной электростанции с реактором БН-600.

Фиг. 197. Принципиальные схемы атомных электростанций с паровыми турбинами
Простейшая принципиальная схема атомной электростанции показана на рис. 1-4.  [c.14] При рассмотрении схемы атомной электростанции становится ясным, что принципиальное отличие ее от паротурбинной заключается в наличии реактора, служащего для получения ядерной (атомной) энергии и превращения ее в тепловую. В остальной части атомная электростанция мало отличается от паротурбинной.  [c.15] Ри с. 23.10. Принципиальная тепловая схема первой в мире атомной электростанции (СССР).  [c.220]
Схема классификации электрических станций показана на рис. 2.1. Пунктиром показаны пока еще мало реализованные атомные ТЭЦ.
Из схемы видно, что как тепловые, так и атомные электростанции подразделяются по характеру вырабатываемой и отпускаемой ими энергии на чисто электрические, теплофикационные и паросиловые. Чисто электрические (их еще называют конденсационные) станции (КЭС) вырабатывают только электрическую энергию к ним принадлежит большинство ГРЭС (государственных районных электрических станций) и пока почти все АЭС. На рис. 2.2 дана принципиальная схема ТЭС с барабанными котлами.  [c.33]

Рнс. 141. Принципиальная схема малой атомной электростанции.  [c.252]

В настоящее время наибольшее развитие получили атомные электростанции, работающие по паротурбинному циклу. Паротурбинные АЭС отличаются типом реактора, видом теплоносителя, принципиальной тепловой схемой и т. д. Тепловая схема АЭС может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. При одноконтурной схеме теплоноситель (вода) выполняет функции рабочего тела паросилового цикла. В реакторе 1 происходит нагрев воды и образование пара (рис.
51, а), который и направляется в турбину 2. После расширения пара в турбине и конденсации в конденсаторе 3 вода насосом 4 вновь подается в активную зону реактора. Одноконтурная схема проста. Однако пар, образующийся непосредственно в реакторе, радиоактивен, поэтому на таких станциях требуется специальное оборудование эксплуатация одноконтурных АЭС сложна. В одноконтурных схемах контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают.  
[c.205]
Коммерческие атомные электростанции, строящиеся или эксплуатируемые в ФРГ, работают с так называемыми реакторам на легкой воде сосуд высокого давления реактора наполняют обычной водой (с добавками), в отличие от реакторов на тяжелой воде. Имеются два исполнения реактор, охлаждаемы водой под давлением (DWR), и кипящий реактор, т. е. охлаждаемый кипящей водой (SWR). Важнейшим компонентом первичного контура (куда входят сосуд высокого давления реактора, паровой котел, аккумулятор для поддержания давления и трубопроводы) является сосуд высокого давления реактора (RDB).
На рис. 30.1 показана принципиальная схема этого сосуда для реакторов обоих типов. Для защиты от коррозии сосуд, сваренный из нескольких стальных элементов, внутри покрыт аустенитным плакирующим слоем толщиной несколько миллиметров.  [c.573]

На схемах рис. 1-11 показана атомная конденсационная электростанция. Однако нет принципиальных затруднений, чтобы использовать теплоту пара, прошедшего через турбину для удовлетворения теплового потребления, т. е. создать атомную теплоэлектроцентраль. Использование тепловой энергии реактора на атомной ТЭЦ будет значительно большим, чем на атомной КЭС. Однако необходимость сооружения ТЭЦ вблизи городов или промышленных предприятий, нуждающихся в тепле, ограничивает использование ядерного горючего из-за опасности аварийных выбросов радиоактивных веществ при авариях с реакторным оборудованием. Наиболее перспективным является применение атомных станций в районах, удаленных от топливных баз, для сокращения дальних перевозок больших количеств органического топлива.

[c.23]


Принципиально схема атомной электростанции ничем не отличается от традиционной тепловой. Так же пар приводит во вращение турбину, которая вращает генератор, вырабатывающий электроэнергию. Только вместо превращающего воду в пар котла, в топке которого сго-ра ют нефть, газ или уголь, котел атомной электростанции нагревает воду за счет энергии, добытой из атомного ядра. Преимущества такого котла очевидны — ведь в одном грамме урана содержится столько же энергии, сколько в целом железнодорожном составе каменного угля Не нужно думать каждодневно о доставке топлива, о тысячах и миллионах тонн золы, о загрязнении воздушного океана иродуктами сгорания органического топлива.  
[c.211]

Принципиальная тепловая схема атомной электростанции содержит ряд элементов общего характера для любой тепловой электростанции, какой является и АЭС. Вместе с тем в схеме отражены и элементы, свойственные технологическому процессу и работе турбоустановок на насыщенном- или слабоперегретом паре.

Облик тепловой схемы АЭС в значительной мере определяется типом ядерного реактора.  [c.141]

С энерготехнол. точки зрения любая АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции, в к-рой вместо топки парового котла для получения рабочего тела (водяного пара) используется ядерный (термоядерный) реактор. Несмотря на сходство принципиальных тер-модинамич. схем атомных и тепловых (основанных на сжигании разл. видов органич. горючего, т. н. огневая энергетика) энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономич. преимущества АЭС (при их нормальной работе) по сравнению с огневыми электростанциями отсутствие потребности в кислороде, отсутствие загрязнения окружающей среды сернистыми и др. газами. Значительно большая (в миллионы раз) теплотворная способность ядерного горючего резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение кроме того, ресурсы ядерного горючего огромны. Эти преимущества стали причиной быстрого развития Я.
э. в промышленно развитых странах.  
[c.662]

Принципиальная тепловая схема опреснительной установки содержит большое количество теплоисполь-зуюш,их элементов, осуществляющих энергообеспечение, водоподготовку и опреснение воды. По способу подачи теплоты тепловые схемы могут быть с теплоснабжением от индивидуальной котельной из отборов турбин тепловой или атомной электростанции с использованием бро” совой теплоты промышленных предприятий.  [c.88]

Вторичный теплоноситель уже не является источником опасного излучения и может быть направлен для работы в турбинную установку. Иногда для увеличения безопасности применяют три контура теплоносителей. Принципиальные простейшие схемы атомной паротурбинной электростанции показаны на рис. 1-11. Получение водяного пара и преобразование его тепла в работу происходят на атомной электростанции по циклу Ренкина. Та-щм образом, в этой части тепловая схема атомной злектростанции подобна тепловой схеме станции на органическом топливе.

[c.22]

На рис. 15.86 показана упрощенная схема атомной электрической станции. Устройство атомной электростанции принципиально не отличается от устройства тепловой электростанции (за исключением того, что вместо котла, работающего на горючем топливе, используется адерный котел ). В обоих случаях турбина, связанная с генератором электрическо-  

[c.529]


Проект теплофикационного энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-600


Please use this identifier to cite or link to this item: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/64248

Title: Проект теплофикационного энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-600
Authors: Канищев, Александр Валерьевич
metadata.dc.contributor.advisor: Гвоздяков, Дмитрий Васильевич
Keywords: реактор; парогенератор; энергоблок; тепловая схема; атомная электростанция; energy block; thermal diagram; reactor; steam generating unit; nuclear Power Plant
Issue Date: 2021
Citation: Канищев А. В. Проект теплофикационного энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-600 : дипломный проект / А. В. Канищев ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Инженерная школа энергетики (ИШЭ), Научно-образовательный центр И.Н.Бутакова (НОЦ И.Н.Бутакова) ; науч. рук. Д. В. Гвоздяков. — Томск, 2021.
Abstract: Объектом разработки и проектирования является энергоблок атомной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором, имеющий. Целью данной работы является разработка и проектирование энергоблока АЭС на заданные параметры.
The object of development and design is the power unit of a nuclear power plant with a pressurized water reactor, which has. The purpose of this work is the development and design of the NPP power unit for the given parameters.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/64248
Appears in Collections:Выпускные квалификационные работы (ВКР)

Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.

Отраслевой мемориальный комплекс Первая в мире атомная электростанция.

Описание реактора

Основой Первой атомной электростанции является реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и теплосъемом водой под давлением.

Реактор имеет номинальную тепловую мощность 30000 кВт.

Средний поток нейтронов составляет 5*1013 нейтрон/(см2с).

В качестве топлива применяется обогащенный уран, содержащий 5% урана-235. Общая загрузка урана составляет около 550 кг. Схема теплосъема двухконтурная: вода первого контура, циркулирующая через реактор, находится под давлением 100 атм и через систему теплообменников-парогенераторов передает свое тепло воде второго контура. Весь первый контур выполнен из нержавеющей стали и размещен за биологической защитой. Вода первого контура, нагретая в каналах до температуры 260- 2800С, поступает в парогенераторы. Восемь парогенераторов попарно объединены и размещены в защитных боксах. Каждый парогенератор состоит из подогревателя воды, испарителя и перегревателя.

Вода первого контура из парогенераторов с температурой около 1900С поступает во всасывающий патрубок главного циркуляционного насоса, который обеспечивает подачу воды через реактор до 300 т/ч. Вода второго контура (конденсат) подается питательными насосами в подогреватель парогенератора и затем поступает в испаритель. Пар из испарителя поступает в пароперегреватель. При полной мощности станции парогенераторы производят пар в количестве 42 т/ч, давлением 12,5 атм, при температуре 250-2600С. Этот пар направляется в турбину. Из конденсатора турбины вода вновь поступает в парогенераторы.

Все управление оборудованием станции производится с центрального пульта.

Конструктивную основу реактора составляет цилиндрическая графитовая кладка диаметром 3 м и высотой 4,6 м. В центральной части графитовой кладки имеются 157 вертикальных отверстий диаметром 65 мм, образующих в плане правильную треугольную решетку с шагом 120 мм. В эти отверстия вставляются технологические каналы с урановыми тепловыделяющими элементами. Центральная часть графитовой кладки вместе с технологическими каналами представляет собой активную зону реактора; она окружена графитовым отражателем. Кладка покоится на стальной опорной плите и заключена в стальной цилиндрический кожух, а сверху кладка закрыта массивной чугунной плитой с отверстиями, совпадающими с отверстиями в кладке реактора. Вместе с нижней и верхней плитой кожух образует герметичный объем, заполняемый при работе реактора инертным газом (азотом). Верхняя плита одновременно служит биологической защитой. Реактор окружен цилиндрическим резервуаром, заполненным водой. Слой воды в резервуаре имеет толщину 100 см и является составной частью боковой биологической защиты. Весь реактор вместе с водяной защитой помещен в бетонную шахту. Стены ее толщиной 3 м являются внешним слоем биологической защиты реактора.

Вся бетонная шахта, в которой находится реактор, сверху защищена чугунным перекрытием. Под верхним чугунным перекрытием размещаются трубы, подводящие и отводящие воду от каждого технологического канала. Здесь же помещен выходной сборный коллектор, из которого нагретая в реакторе вода по трубопроводу поступает в парогенераторы. Из 157 отверстий в кладке реактора 128 занимают технологические каналы, а остальные предназначены для стержней регулирования и аварийной защиты.

Технологический канал, длиной около 6,5 м и диаметром 65 мм, собран из отдельных графитовых втулок, имеющих по 5 отверстий, через которые проходят трубки тепловыделяющих элементов.

Входящая в канал вода из головки канала поступает в центральную трубку, опускается вниз, снимает тепло с графита ячейки, в которой помещен канал, и возвращается вверх по четырем трубкам, переходящим в трубчатые тепловыделяющие элементы.

Тепловыделяющие элементы представляют собой кольцевую конструкцию, образованную двумя трубками – внутренней несущей и внешней оболочкой, зазор между которыми заполнен ураном.

Тепловой поток тепловыделяющих элементов, работающих на номинальной мощности, достигает 1,8 106 ккал/(м2ч).

Вода из распределительного коллектора перед поступлением в технологический канал проходит последовательно через расходомерную шайбу, отключающее устройство и регулировочный вентиль. На выходе из канала вода проходит через обратный клапан, в корпусе которого вмонтирована термопара, измеряющая температуру воды на выходе из технологического канала.

Регулирование мощности реактора производится стержнями из бористой стали. Контроль мощности реактора осуществляется с помощью ионизационных камер, которые являются датчиками для индикаторов мощности.

На станции использовалась турбина конденсационного тапа без промежуточных отборов пара, работающая при 1500 об/мин с генератором переменного тока мощностью 5000 кВт и напряжением 6 кВ.

Биологическая защита от излучения реактора, постоянный дозиметрический контроль и строгое соблюдение правил безопасности труда обеспечивают нормальные условия труда для работающего персонала и безопасность для населения окружающего района.

Вытяжная и приточная вентиляция обеспечивают постоянный обмен воздуха в помещениях АЭС.

Выброс воздуха в атмосферу производится через трубу высотой 100 м.

Для проведения физических экспериментов в реакторе имеются тепловая колонна с выходом нейтронных пучков и нейтронные пучки. На нейтронных пучках реактора проводятся эксперименты по измерению ядерно-физических констант, по изучению спектров замедляющих сред, по физике твердого тела, в частности – кристаллов и различных реакторных материалов.

доклады советской делегации. — 1955 — Электронная библиотека «История Росатома»

Закладок нет.

 

 

Обложка12 пустая34567891010 вкл. 1111212 вкл. 1131415161718192021222324252627282930313233343536373838 вкл. 13940414243444546474849505152535455565758596061626364656667686970717273747576777879808182838485868788899091929394959696 вкл. 196 вкл. 296 вкл. 3979898 вкл. 199100101102103104105106106 вкл. 1107108109110111112113114115116117118119120121122123124125126127128129130131132133134135136137138139140141142143144145146147148149150151152153154155156157158159160161162163164165166167168169170171172173174175176177178179180181182183184185186187188189190191192193194195196197198199200201202203204205206207208209210211212213214215216217218219220221222223224225226227228229230231232233234235236237238239240241242243244245246247248249250251252253254255256257258259260261262263264265266267268269270271272273274275276277278279280281282283284285286287288289290291292293294295296297298299300301302303304305306307308Обложка – 12 пустая – 34 – 56 – 78 – 910 – 10 вкл. 111 – 1212 вкл. 1 – 1314 – 1516 – 1718 – 1920 – 2122 – 2324 – 2526 – 2728 – 2930 – 3132 – 3334 – 3536 – 3738 – 38 вкл. 139 – 4041 – 4243 – 4445 – 4647 – 4849 – 5051 – 5253 – 5455 – 5657 – 5859 – 6061 – 6263 – 6465 – 6667 – 6869 – 7071 – 7273 – 7475 – 7677 – 7879 – 8081 – 8283 – 8485 – 8687 – 8889 – 9091 – 9293 – 9495 – 9696 вкл. 1 – 96 вкл. 296 вкл. 3 – 9798 – 98 вкл. 199 – 100101 – 102103 – 104105 – 106106 вкл. 1 – 107108 – 109110 – 111112 – 113114 – 115116 – 117118 – 119120 – 121122 – 123124 – 125126 – 127128 – 129130 – 131132 – 133134 – 135136 – 137138 – 139140 – 141142 – 143144 – 145146 – 147148 – 149150 – 151152 – 153154 – 155156 – 157158 – 159160 – 161162 – 163164 – 165166 – 167168 – 169170 – 171172 – 173174 – 175176 – 177178 – 179180 – 181182 – 183184 – 185186 – 187188 – 189190 – 191192 – 193194 – 195196 – 197198 – 199200 – 201202 – 203204 – 205206 – 207208 – 209210 – 211212 – 213214 – 215216 – 217218 – 219220 – 221222 – 223224 – 225226 – 227228 – 229230 – 231232 – 233234 – 235236 – 237238 – 239240 – 241242 – 243244 – 245246 – 247248 – 249250 – 251252 – 253254 – 255256 – 257258 – 259260 – 261262 – 263264 – 265266 – 267268 – 269270 – 271272 – 273274 – 275276 – 277278 – 279280 – 281282 – 283284 – 285286 – 287288 – 289290 – 291292 – 293294 – 295296 – 297298 – 299300 – 301302 – 303304 – 305306 – 307308

 

 

Первый бетон в основание реактора “Брест” зальют в канун Дня России

8 июня на площадке Сибирского химкомбината с участием большого числа специалистов, экспертов и гостей, в том числе присоединившихся по видеоконференцсвязи из России и других стран, будет залит первый бетон в основание принципиально нового атомного энергоблока “Брест” – с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем.

Этого события ждали давно, о самом проекте под названием “Прорыв” много говорили и со всех сторон обсуждали его на российских и международных научно-технических форумах. И наконец пришел день, чтобы дать старт уже практическому сооружению ключевого объекта новой технологической платформы ядерной энергетики – энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300.

О том, как зарождалась и созревала идея так называемой двухкомпонентной атомной энергетики и какие глобальные задачи она призвана решить, в интервью “РГ” рассказал научный руководитель проектного направления “Прорыв”, профессор Евгений Адамов. По его словам, для ядерной энергетики в ее привычном, нынешнем исполнении нужно открыть второе дыхание. Но само собой это не произойдет.

– Назревшие проблемы, связанные с безопасностью, с отработанным ядерным топливом, сырьевыми возможностями и общей конкурентоспособностью, не решаются в рамках существующей технологической платформы, – убежден главный идеолог “Прорыва”. – Требуемых результатов по всем перечисленным направлениям можно достичь только путем развития замкнутого ядерного топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетики.

С этой целью в 2013 году в рамках федеральной целевой программы и было открыто проектное направление “Прорыв” – чтобы решить сумму этих проблем во взаимодействии с уже существующей ядерной энергетикой. То есть не противопоставлять, а соединить АЭС с реакторами на тепловых нейтронах и АЭС с реакторами на быстрых нейтронах – при обязательном замыкании ядерного топливного цикла.

Второе по важности обстоятельство, акцентирует профессор Адамов, связано с сырьевыми ресурсами, а с другой стороны – с накоплением радиоактивных отходов.

– При новом подходе мы сумеем использовать не 0,7 процента (как сейчас) энергетического потенциала уранового сырья, которое добываем, а 100 процентов. Потому что будем использовать не только изотоп урана-235, но и природный уран-238. И при этом отложенный выбор, которым считается во всем мире проблема отработанного ядерного топлива, мы переводим в решаемую плоскость уже сейчас. Как? Реакторы на быстрых нейтронах способны таким образом изменить, трансмутировать долгоживущие изотопы, что мы получим на выходе радиоактивности не больше, чем было в сырье, когда добывали из земли уран вместе с другими изотопами.

А параллельно решаем еще две задачи. Укрепляем и усиливаем технологически режим нераспространения – за счет того, что для реакторов на быстрых нейтронах уже не требуется обогащение урана. А во-вторых, решаем проблему конкурентоспособности. Поскольку реакторы на быстрых нейтронах должны иметь меньшие требования к эксплуатационному персоналу, а их технологические особенности – требовать меньших инженерных барьеров, мы сокращаем на этом издержки и повышаем экономические показатели…

Если все получится так, как представляют авторы “Прорыва”, конструкторы реакторной установки “Брест” и создатели новых производств по рефабрикации топлива, Россия станет первой в мире страной, показавшей на практике осуществимость замкнутого топливного цикла в атомной энергетике. А Томская область и ЗАТО Северск получат новые рабочие места, налоговые отчисления в бюджет и широкие перспективы для привлечения в регион молодых специалистов из вузов Сибири. Реализация такого наукоемкого проекта даст толчок развитию новых научных школ, технологических центров, расширит горизонты международного сотрудничества.

Уже на этой стадии в реализации проекта участвуют не менее 30 организаций и больше полутора тысяч ученых, инженеров, конструкторов. И во всех смыслах важно, что эта без преувеличения “энергетическая революция” начинается не в какой-то иной стране, а именно в России – на родине первой АЭС и первого атомного ледокола.

К этому историческому событию-повороту мировая атомная энергетика шла 60 лет, ведь идеи о замыкании ядерного топливного цикла были высказаны советским физиком Александром Лейпунским и поддержаны академиком Курчатовым вскоре после ввода в строй первой атомной электростанции в Обнинске.

Досье “РГ”

Реактор “Брест” – сердце “Прорыва”

Особенности и преимущества атомного энергоблока, который начинают строить в Северске:

• исключает аварии на АЭС, требующие эвакуации населения;

• замыкает ядерный топливный цикл до полного использования энергетического

потенциала уранового сырья;

• снижает активность РАО до уровня, сопоставимого с природным сырьем;

• технологически укрепляет режим нераспространения и сокращает транспортировку ядерных материалов;

• использование свинца в качестве теплоносителя имеет ряд преимуществ: он не горит, обладает очень большой температурой кипения. В связи с этим исключаются пожары, химические или тепловые взрывы при разгерметизации первого контура.

Системы контроля, управления и диагностики для АЭС

Система контроля, управления и диагностики реакторной установки ВВЭР-1000

Комплексная автоматизированная система, обеспечивающая эксплуатацию реакторной установки ВВЭР 1000 в различных режимах работы от пускового режима до режимов проектных аварий. Система предназначена для применения на АЭС, а также в составе информационно-измерительных комплексов для автоматизированных систем управления технологическими процессами на базе программно-технических средств системы.
Система обеспечивает контроль и управление реакторной установкой:

  • в режиме нормальной эксплуатации
  • с нарушениями режима нормальной эксплуатации
  • в режиме проектных аварий.

Комплекс функциональных задач, решаемых системой:

  • Оперативный контроль текущего состояния активной зоны и режимов эксплуатации реакторной установки.
  • Обнаружение течи теплоносителя.
  • Обнаружение локального кипения теплоносителя в объеме активной зоны.
  • Обнаружение свободных и слабозакреплённых предметов в главном циркуляционном контуре.
  • Комплексный анализ текущего состояния и прогнозирование динамического поведения активной зоны и оборудования реакторной установки.
  • Диагностика в процессе эксплуатации основного технологического оборудования в части контроля за изменением вибронагрузки внутрикорпусных устройств и главного циркуляционного контура.
  • Выдача предупредительных сигналов и сигналов аварийной защиты при превышении допустимых значений локальными параметрами, определяющими безопасность эксплуатации активной зоны реактора.
  • Диагностика собственных технических и программных средств.
  • Формирование сигнала управления полем энерговыделения с целью поддержания заданного аксиального офсета в маневренном режиме работы реакторной установки.
  • Обеспечение информационной поддержки оператора по выбору оптимальных режимов эксплуатации и способов регулирования основных параметров реакторной установки.
  • Создание архива данных по истории эксплуатации активной зоны и основного технологического оборудования реакторной установки.
  • Оценка остаточного ресурса реакторной установки.

Функциональный состав системы

1.Подсистема внутриреакторного контроля (СВРК):

  • Программно-технические комплексы, входящие в подсистему СВРК по функциям и влиянию на безопасность отвечают:
    • ПТК-3 (предупредительной и аварийной защиты) — классу А по МЭК 1226 и классу 2НУ по ОПБ 88/97.
    • ПТК-ИУ (информационно-управляющих функций) — классу В по МЭК 1226 и классу 3Н по ОПБ 88/97.
    • ПТК-ВРШД (внутриреакторной шумовой диагностики) — классу С по МЭК 1226 и классу 4 по ОПБ 88/97.
    • ПТК-ВУ (верхнего уровня) — классу В по МЭК 1226 и классу 3Н по ОПБ 88/97.

2. Подсистема обнаружения течи теплоносителя (СОТТ)

  • По функциям и влиянию на безопасность отвечает классу В по МЭК 1226 и классу 3Н по ОПБ 88/97.

3. Подсистема контроля вибраций (СКВ)

  • По функциям и влиянию на безопасность отвечает классу С по МЭК 1226 и классу 4 по ОПБ 88/97.

4. Подсистема комплексного анализа (СКА)
5. Подсистема обнаружения свободных предметов (СОСП)

  • По функциям и влиянию на безопасность отвечает классу С по МЭК 1226 и классу 4 по ОПБ 88/97.

Референтность системы

Осуществлены поставки СКУД на 3-ий энергоблок Калининской АЭС, на 1-ый и 2-ой энергоблоки АЭС «Тяньвань» (Китай). Готовится к поставке СКУД для АЭС «Куданкулам» (Индия).
Отдельные подсистемы СКУД функционируют на ряде энергоблоков АЭС в России и за рубежом. Подсистема внутриреакторного контроля (СВРК), входящая в СКУД, в 2003 2004 годах была поставлена на 5-й и 6-й блоки АЭС «Козлодуй» (Болгария), в 2008 году на 2-ой энрергоблок Ростовской АЭС.

Система СКУД создана в творческом содружестве предприятий:

  • РНЦ «Курчатовский институт»,
  • ООО «СНИИП-АСКУР»,
  • АО «СНИИП»,
  • ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского»,
  • ЦНКиД «Диапром».

СПРАВКА: Атомные электростанции в мире

МОСКВА, 27 июн /ПРАЙМ/. Шестьдесят пять лет назад в в подмосковном Обнинске была запущена первая в мире атомная электростанция.

Ниже приводится справочная информация.

Атомная электростанция (АЭС) – комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для получения электроэнергии путем использования теплоты, выделяющейся в ядерном реакторе в результате контролируемой цепной реакции деления ядер тяжелых элементов (в основном урана-233, урана-235, плутония-239). Теплота, образующаяся в активной зоне ядерного реактора, передается (непосредственно либо через промежуточный теплоноситель) рабочему телу (преимущественно водяному пару), которое приводит в действие паровые турбины с турбогенераторами, где механическая энергия пара превращается в электрическую. Дальше электроэнергия по проводам поступает к потребителям. В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжелую воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости, некоторые газы (например, гелий, углекислый газ). Теплоноситель циркулирует по герметичным трубопроводам, которые в сочетании с циркуляционными насосами образуют так называемый реакторный контур или петлю. Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда замкнуты во избежание утечки радиоактивности, их число определяется в основном типом ядерного реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.

АЭС могут быть с одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной схемой работы теплоносителя. Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами канального типа. В таких АЭС теплоноситель является также и рабочим телом. В них кипящий реактор сам является парогенератором, поэтому весь контур радиоактивен. Он окружен биологической защитой.

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с водо-водяными реакторами. В таких АЭС в активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Первый контур радиоактивен и окружается биологической защитой (кроме тех случаев, когда в качестве теплоносителя используется инертный газ). Второй контур обычно радиационно безопасен, поскольку рабочее тело и теплоноситель первого контура не соприкасаются.

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом, схема получается трехконтурной. Особенность АЭС с реактором на быстрых нейтронах состоит в том, что одновременно с выработкой электрической и тепловой энергии они воспроизводят делящиеся изотопы, пригодные для использования в тепловых ядерных реакторах.

Одно из преимуществ АЭС по сравнению с обычными тепловыми электростанциями – их высокая экологичность, сохраняющаяся при квалифицированной эксплуатации ядерных реакторов. Существующие барьеры радиационной безопасности АЭС (оболочки твэлов (тепловыделяющих элементов), корпус ядерного реактора и т. п.) предотвращают загрязнение теплоносителя радиоактивными продуктами деления.

АЭС практически всегда строят вблизи потребителей энергии. Их сооружают с подветренной стороны относительно ближайшего населенного пункта. Вокруг станции создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения, где проживание населения недопустимо. В зоне наблюдения размещают контрольно-измерительную аппаратуру для постоянного мониторинга окружающей среды. Способность АЭС работать длительное время без смены топлива позволяет использовать их в удаленных регионах. Срок эксплуатации АЭС — 25-30 лет.

Первая в мире АЭС была построена в СССР около города Обнинска Калужской области. Предложение о создании реактора будущей АЭС впервые прозвучало в ноябре 1949 года на совещании научного руководителя атомного проекта Игоря Курчатова. Реактор проектировался сотрудниками Государственного физико-энергетического института (образован в 1950 году на базе секретной научно-исследовательской лаборатории “В”, созданной в 1946 году около станции Обнинская Московско-Киевской железной дороги для проведения исследований по ядерной физике и физике реакторов). В сентябре 1951 года начались работы по строительству АЭС. 9 мая 1954 года в присутствии Игоря Курчатова началась загрузка активной зоны реактора топливными каналами и осуществлена цепная самоподдерживающаяся реакция деления урана.

27 июня 1954 года Обнинская АЭС дала первый промышленный ток. В октябре 1954 года АЭС вывели на полную проектную мощность в пять мегаватт. На ней использовался графито-водный реактор канального типа АМ-1 (Атом мирный). Управление всеми технологическими процессами на АЭС было полностью автоматизировано. Первая в мире АЭС находилась в эксплуатации 48 лет, 29 апреля 2002 года реактор станции был заглушен навсегда. АЭС выполнила свою миссию, положив начало развитию ядерной энергетики. В 2006 году на базе Обнинской АЭС был создан отраслевой мемориальный комплекс. В 2016 году был подписан меморандум о создании в Обнинске музея мировой атомной энергетики.

Вторая в мире АЭС вступила в строй в 1956 году в Колдер-Холле в Великобритании (мощность 46 мегаватт), третья – в 1957 году в Шиппингпорте в США (60 мегаватт). В 1974 году была пущена первая в мире атомная тепловая электростанция (АТЭЦ) – Билибинская (Чукотский автономный округ), предназначенная для выработки электроэнергии и теплоты (в виде пара и горячей воды, в том числе и для обеспечения горячего водоснабжения и отопления жилых и промышленных объектов).

Массовое строительство крупных экономичных АЭС началось во второй половине 1960-х годов. Оно продолжалось до взрыва, произошедшего 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС, расположенной на территории Украинской ССР (ныне Украина). В результате аварии был полностью разрушен реактор и в окружающую среду выброшено большое количество радиоактивных веществ, что привело к радиоактивному загрязнению территорий многих стран Северного полушария, наибольшему – территории России, Украины и Белоруссии. Почти 8,4 миллиона человек в России, Украине и Белоруссии подверглись воздействию радиации.

После аварии на Чернобыльской АЭС привлекательность ядерной энергетики заметно снизилась, а в ряде стран, имеющих достаточные собственные традиционные топливно-энергетические ресурсы или доступ к ним, строительство новых АЭС фактически прекратилось (Россия, США, Великобритания, ФРГ).

В начале XXI века рост цен на нефть и газ и беспокойство по поводу глобального потепления заставил мир заговорить об “атомном возрождении”. К этому времени системы безопасности атомных станций в России и за рубежом были максимально усовершенствованы, чтобы практически абсолютно исключить человеческий фактор.

Очередное торможение развития атомной энергетики во всем мире произошло из-за аварии на АЭС Фукусима-1 (Япония), которая случилась 11 марта 2011 года из-за сильнейшего землетрясения магнитудой от 9,0 до 9,1 в Тихом океане и последовавшего за ним цунами. Удар цунами вывел из строя на АЭС внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на трех энергоблоках. В декабре 2013 года АЭС была официально закрыта.

Сейчас мир не просто вернулся к широкому использованию ядерной энергетики, множество новых стран заявили о своих планах по развитию своей собственной ядерной отрасли. По данным информационной системы ядерных реакторов Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) на июнь 2019 года в мире эксплуатируются 449 ядерных реакторов суммарной мощностью 397 650 мегаватт, осуществляется строительство еще 54 ядерных реакторов. Согласно справочнику МАГАТЭ, опубликованному в 2019 году, в США в 2018 году действовали 98 ядерных реакторов, во Франции – 58, в Китае – 46, в Японии – 39, в Республике Корее – 24, в Индии – 22, в Канаде – 19, в Великобритании и на Украине – по 15.

В России, по данным Росатома, в общей сложности на 10 атомных станциях в промышленной эксплуатации находятся 35 энергоблоков. Росатом сооружает еще шесть новых энергоблоков в России, а за рубежом он ведет строительство 36 энергоблоков атомных станций, включая АЭС “Аккую” (Турция), Белорусскую АЭС (Белоруссия), вторую очередь АЭС “Тяньвань” (Китай) и другие.

Что такое ядерная энергия? – Ядерная ЭНЕРГЕТИКА

Атомные электростанции работают по циклу Ренкина. Деление производит тепло, которое создает перегретый пар. Перегретый пар вращает турбину, которая вращает генератор, вырабатывающий электричество. После того, как пар выходит из турбины, он конденсируется в конденсационных градирнях и возвращается в цикл. Этот процесс производства энергии практически такой же, как и при любом обычном производстве электроэнергии, потому что он использует химическую энергию и переводит ее в физическую энергию, таким образом создавая электричество.

Атомная генерация в настоящее время является единственным источником электроэнергии, который может очень надежно создавать очень большую базовую нагрузку без выброса вредных парниковых газов. Он оказывает наименьшее воздействие на окружающую среду на землю и ресурсы, производя при этом наибольшую мощность.

Схема реакторной установки с водой под давлением
Источник: Комиссия по ядерному регулированию

Источник: http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/students/animated-pwr.html

 

Деление цепная химическая реакция, происходящая в результате нестабильных атомов. Уран, топливо атомных электростанций, подвергается бомбардировке нейтронами. Это приводит к тому, что атом урана расщепляется и высвобождает дополнительные нейтроны для бомбардировки других атомов урана. Это расщепление высвобождает невероятное количество энергии в виде тепла.

Альтернативой ядерного деления является ядерный синтез. Это процесс, при котором вместо разрушения атомов для производства энергии атомы сливаются, образуя более крупный атом, именно так солнце производит энергию.

Источник: http://science.howstuffworks.com/nuclear-power1.htm

 

Идеальный цикл Ренкина состоит из четырех процессов:

1-2: Изэнтропическое сжатие в насосе
2-3: Подвод тепла при постоянном давлении в котле
3-4: Изэнтропическое расширение в турбине
4-1: Отвод тепла при постоянном давлении в конденсаторе

Цикл Ренкина T-S Диаграмма
Источник: ECourses.ou.edu

Фактический цикл Ренкина не включает ни полностью изоэнтропический компрессор, ни расширение. Также имеет место потеря давления при добавлении и отклонении напора из-за потери напора.

Источник: Термодинамика: инженерный подход (7-е издание),
https://ecourses.ou.edu/cgi-bin/ebook.cgi?doc=&topic=th&chap_sec=10.1&page=case_sol

 

Реакторы с водой под давлением

(показаны выше) содержат два водяных контура. Первый водяной контур проходит через реактор для отвода тепла от процесса деления. Это тепло передается второму водяному контуру, который запускает цикл Ренкина.

Реакторы с кипящей водой также обычно содержат два водяных контура.Однако первый цикл извлекает тепло от деления и запускает цикл Ренкина. Второй контур охлаждает воду из первого контура в конденсаторе через теплообменник.

Схема реакторной установки с кипящей водой
Источник: Комиссия по ядерному регулированию

Источник: http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/students/animated-pwr.html

 

Атомная энергетика в настоящее время не очень энергоэффективна. Примерно 30% энергии, выделяемой при делении, преобразуется в электричество.По сравнению с 55% на некоторых угольных электростанциях это кажется неэффективным. Однако затраты на топливо составляют относительно небольшую часть стоимости атомных электростанций. Хотя они технически относительно неэффективны, стоимость ядерной энергии остается конкурентоспособной, а выбросы парниковых газов в результате использования ядерной энергии намного ниже, чем при использовании ископаемого топлива. Основной проблемой является хранение отработанного топлива. Кроме того, с точки зрения выбросов парниковых газов в процессе деления ничего не выделяется, единственные выбросы являются результатом проблем с добычей полезных ископаемых и транспортировкой.

Источник: http://www.brighthubengineering.com/power-plants/72369-compare-the-efficiency-of-different-power-plants/,
 http://www.electrical-efficiency.com/2012/09 /атомная-энергетика-энергоэффективность/

 

Реакторы с водой под давлением и кипящей водой часто называют «легководными реакторами». Это означает, что в этих реакторах в качестве теплоносителя используется обычная вода. В некоторых реакторах используется «тяжелая вода», вода, обработанная тяжелыми металлами, чтобы замедлить реакцию деления и обеспечить передачу большего количества тепла.Эти «тяжеловодные» реакторы в настоящее время менее популярны, чем традиционные «легководные реакторы».

Реакторы на быстрых нейтронах — это следующий шаг в ядерных реакторах. В этих реакторах используется менее эффективный замедлитель, такой как жидкий натрий. Жидкий натрий также используется в реакторах, использующих новый источник топлива, который можно использовать, этим топливом является торий. Торий — это встречающийся в природе радиоактивный элемент, который чрезвычайно распространен и может быть легко использован для деления ядер с помощью всего лишь нескольких модификаций существующих реакторов.Один кусок тория размером с шар для боулинга обладает большим энергетическим потенциалом, чем супертанкер для перевозки нефти.

В этом случае в испускаемых нейтронах остается больше энергии, что позволяет производить плутоний-239. Этот плутоний-239 можно использовать в качестве топлива в других ядерных реакторах. Фактически, некоторые реакторы на быстрых нейтронах производят больше топлива, чем потребляют. Их часто называют «реакторами-размножителями». Эти реакторы сегодня широко не используются из-за опасений распространения ядерного оружия. Только Индия, Россия, Япония и Китай сегодня имеют живые реакторы-размножители.

Источник: http://www.scientificamerican.com/article/how-do-fast-breeder-react/

  1. Брейн, Маршалл и Роберт Лэмб. «Как работает атомная энергетика». HowStuffWorks . HowStuffWorks.com, 9 октября 2000 г. Интернет.
  2. Ценгель, Юнус А. и Майкл А. Болес. Термодинамика: инженерный подход . 7-е изд. Нью-Йорк: McGraw Hill, 2011. Печать.
  3. Карам, П. А. «Чем реакторы-размножители на быстрых нейтронах отличаются от обычных атомных электростанций?» Scientific American Global RSS, 17 января. 2007. Интернет. 05 мая 2014.
  4. «Ядерная энергетика в основе задачи по энергоэффективности | Energy 3.0: Интернет-журнал об энергоэффективности». Energy-efficiency.com . Energy 3.0: Журнал Energy Efficiency, 7 сентября 2007 г. Интернет. 05 мая 2014.
  5. «Реактор с водой под давлением (PWR)». NRC: . Комиссия по ядерному регулированию, 29 марта 2012 г. Интернет.
  6. «Электронная книга по термодинамике: идеальный цикл Ренкина». Электронная книга по термодинамике: идеальный цикл Ренкина . ЭКкурсы, н.д. Веб. 05 мая 2014 г.

    Изображение

  7. Зактруба, Джон. «КПД электростанций разного типа». Брайтхаб Инжиниринг . BrightHub Engineering, 27 марта 2010 г. Интернет. 05 мая 2014.

 

Основной автор(ы): Закари Лаппен и Остин Лугинбул

Редактор: Мэтт Пиготт

Что такое атомная электростанция? – Работа со схемой

Что такое атомная электростанция?

Атомная электростанция (иногда сокращенно АЭС) — тепловая электростанция, в которой источником тепла является ядерный реактор. Как это обычно бывает на тепловых электростанциях, тепло используется для выработки пара, который приводит в действие паровую турбину, соединенную с генератором, вырабатывающим электроэнергию.

Атомные электростанции — это тип электростанций, использующих процесс ядерного деления для выработки электроэнергии. Они делают это, используя ядерные реакторы в сочетании с циклом Ренкина, где тепло, вырабатываемое реактором, преобразует воду в пар, который вращает турбину и генератор.

Атомная энергетика обеспечивает мир примерно 11% общего объема электроэнергии, при этом крупнейшими производителями являются США и Франция.По состоянию на 2018 год Международное агентство по атомной энергии сообщило, что в 30 странах мира эксплуатируется 450 ядерных энергетических реакторов.

Атомные станции обычно считаются базовыми станциями, поскольку топливо составляет небольшую часть себестоимости производства и поскольку их нельзя легко или быстро отправить. Их эксплуатация, техническое обслуживание и затраты на топливо находятся на низком уровне, что делает их подходящими в качестве поставщиков электроэнергии для базовой нагрузки. Однако стоимость надлежащего долгосрочного хранения радиоактивных отходов неизвестна.

Как работает атомная электростанция?

Атомные электростанции для нагрева воды для производства пара. Пар используется для вращения больших турбин, вырабатывающих электроэнергию. Атомные электростанции используют тепло, выделяющееся при ядерном делении, для нагрева воды.

При делении ядер атомы расщепляются, образуя более мелкие атомы, высвобождая энергию. Деление происходит внутри реактора атомной электростанции. В центре реактора находится активная зона, содержащая урановое топливо.

Урановое топливо формуется в керамические таблетки. Каждая керамическая гранула производит примерно такое же количество энергии, как 150 галлонов нефти. Эти богатые энергией гранулы уложены встык в 12-футовые металлические топливные стержни. Связка топливных стержней, некоторые из которых состоят из сотен стержней, называется тепловыделяющей сборкой. Активная зона реактора содержит множество тепловыделяющих сборок.

Тепло, выделяющееся при делении ядер в активной зоне реактора, используется для кипячения воды в пар, который вращает лопасти паровой турбины. Когда лопасти турбины вращаются, они приводят в действие генераторы, вырабатывающие электричество.

Атомные станции охлаждают пар обратно в воду в отдельной конструкции на электростанции, называемой градирней, или используют воду из прудов, рек или океана. Затем охлажденная вода повторно используется для производства пара.

Компоненты атомной электростанции

1. Ядерный реактор

Реактор является ключевым компонентом электростанции, поскольку он содержит топливо и цепную ядерную реакцию, а также все ядерные отходы. Реактор является источником тепла для электростанции, точно так же, как котел для угольной электростанции.

Уран является доминирующим ядерным топливом, используемым в ядерных реакторах, и его реакции деления являются источником тепла внутри реактора. Затем это тепло передается теплоносителю реактора, который обеспечивает теплом другие части атомной электростанции.

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. Электростанция включает в себя не только реактор, но и градирни, турбины, генераторы и различные системы безопасности.Реактор – это то, что отличает его от других внешних тепловых двигателей.

2. Производство пара

Производство пара распространено на всех атомных электростанциях, но способы его осуществления сильно различаются.

Наиболее распространенные электростанции в мире используют реакторы с водой под давлением, которые используют два контура циркулирующей воды для производства пара. Первый контур подает очень горячую жидкую воду к теплообменнику, где циркулирует вода с более низким давлением.Затем он нагревается и выкипает до пара, после чего его можно направить в секцию турбины.

3. Турбина и генератор

После того, как пар произведен, он проходит под высоким давлением и скоростью через одну или несколько турбин. Они достигают 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.

4. Градирни

Они предназначены для отвода отработанного тепла в атмосферу путем передачи тепла от горячей воды (из турбинной секции) более холодному наружному воздуху. Горячая вода охлаждается при контакте с воздухом, и небольшая ее часть, около 2%, испаряется и поднимается вверх через верх.

Кроме того, эти растения не выделяют углекислый газ, основной парниковый газ, который способствует изменению климата. Нажмите здесь, чтобы увидеть, как работает градирня.

Многие атомные электростанции просто отводят отработанное тепло в реку, озеро или океан вместо градирен. Многие другие электростанции, такие как угольные электростанции, также имеют градирни или большие водоемы.

Это сходство существует, потому что процесс превращения тепла в электричество почти идентичен между атомными электростанциями и электростанциями, работающими на угле.

5. Компенсатор давления

Компонент первичного контура охлаждения, в котором жидкостная и паровая ступени уравновешиваются в условиях насыщения для контроля давления.

6.Корпус реактора

Стальной корпус, в котором находится ядерный реактор, основной компонент атомной электростанции, на которой производится цепной реактор деления. Его ядро ​​состоит из топливных элементов.

7. Топливо

Материал, в котором происходят реакции деления. Наиболее распространенным материалом является обогащенный оксид урана. Он используется одновременно как источник энергии и нейтронов для поддержания цепной реакции. Он представлен в твердом состоянии в виде цилиндрических гранул, заключенных в металлические стержни высотой около 4 метров.

8. Стержень управления

Это элементы управления реактором, действующие как поглотители нейтронов. Их изготавливают из карбида индия-кадмия или бора, что позволяет постоянно контролировать нейтронную населенность и реактивность реактора, делая ее критической во время работы и подкритической во время остановок.

9. Здание защитной оболочки

Здание, в котором находится система охлаждения реактора, а также несколько вспомогательных систем.Он действует как экран при нормальной работе и предотвращает утечку загрязняющих веществ наружу. Наряду с другими системами защиты она несет функциональную ответственность за предотвращение выброса продуктов деления в атмосферу в случае аварии.

10. Генератор переменного тока

Устройство, производящее электроэнергию путем преобразования механической энергии вращения турбины в энергию средней мощности и высокой интенсивности.

11. Трансформатор

Устройство, повышающее напряжение электроэнергии, вырабатываемой генератором, для минимизации потерь при ее транспортировке к точкам потребления.

12. Охлаждающая вода

Вода берется из реки, водохранилища или моря и используется для сжижения водяного пара в конденсаторе. Он может быть непосредственно возвращен в исходное состояние (открытый цикл) или повторно использован через градирню (закрытый цикл).

13. Конденсатор

Тепловой коллектор, состоящий из набора трубок, по которым циркулирует охлаждающая вода. Водяной пар, поступающий внутрь конденсатора от турбины, сжижается. Это преобразование создает вакуум, который улучшает производительность турбины

КПД

Эффективность атомной электростанции определяется аналогично другим тепловым двигателям, поскольку технически установка является большой тепловой машиной.Количество электроэнергии, произведенной на каждую единицу тепловой энергии, определяет тепловую эффективность установки, и, согласно второму закону термодинамики, существует верхний предел эффективности этих установок.

Типичные атомные электростанции достигают КПД около 33-37%, что сравнимо с электростанциями, работающими на ископаемом топливе. Более высокая температура и более современные конструкции, такие как ядерные реакторы поколения IV, потенциально могут достигать эффективности выше 45%.

Преимущества атомной электростанции

Ниже приведены преимущества атомных электростанций:

  • Требуется меньше места по сравнению с другими электростанциями.
  • Хорошо подходит для больших требований.
  • Обеспечивает лучшую производительность при высоких коэффициентах нагрузки (от 80 до 90%).
  • Меньший расход топлива и отсутствие проблем с топливом.
  • Стоимость транспортировки топлива очень низкая.
  • Повышенная надежность работы.
  • На них не влияют неблагоприятные погодные условия.
  • Требуется меньше воды.
  • Возможна установка более высокой мощности установки.
  • Компактный и простой в обслуживании.

Недостатки АЭС

Ниже перечислены недостатки АЭС:

  • Высокая начальная стоимость.
  • Опасность радиоактивного загрязнения сохраняется всегда.
  • Не подходит для различных условий нагрузки.
  • Утилизация продуктов деления представляет собой большую проблему.
  • Стоимость обслуживания всегда высока.
  • Требуются квалифицированные операторы.
  • Условия труда всегда вредны для здоровья рабочих.

Родственные

Ядерная энергия | Руководство для учащихся по глобальному изменению климата

Атомы — это крошечные частицы, из которых состоят все объекты во Вселенной. Связи, удерживающие атомы вместе, содержат огромное количество энергии. Когда атомы расщепляются, эта энергия может быть использована для производства электричества. Этот процесс называется делением ядра.

На атомной электростанции деление происходит внутри реактора. Большинство атомных электростанций используют уран в качестве топлива, потому что его атомы легко расщепляются. Уран — это металл, найденный в горных породах по всему миру. Хотя уран не является возобновляемым ресурсом, его все еще существует в довольно больших количествах, и для производства большого количества энергии требуется лишь небольшое количество.

Поскольку атомные электростанции не сжигают ископаемое топливо, они не производят парниковых газов. Но добыча и переработка урана требует больших затрат энергии. Кроме того, атомные электростанции производят радиоактивные отходы. С этими отходами необходимо обращаться и утилизировать в соответствии со специальными правилами, разработанными для защиты людей и окружающей среды.

Как это работает

  1. В ядерном реакторе топливные стержни, наполненные урановыми таблетками, помещаются в воду.
  2. Внутри топливных стержней атомы урана расщепляются, высвобождая энергию.
  3. Эта энергия нагревает воду, создавая пар.
  4. Пар проходит через турбину, которая вращает генератор для выработки электроэнергии.
  5. Пар снова превращается в воду, которую можно использовать снова. На некоторых атомных электростанциях дополнительное тепло выделяется из градирни.

Интересные факты

  • Поиск топлива. Одна квадратная миля земли глубиной в один фут обычно содержит более тонны урана. Тонна урана может произвести более 40 миллионов киловатт-часов электроэнергии, что эквивалентно сжиганию 16 000 тонн угля или 80 000 баррелей нефти.
  • Энергия Европы. Франция получает более 75 процентов своей электроэнергии от атомной энергетики. Бельгия, Швеция, Литва и Украина также получают большую часть своей электроэнергии от атомной энергетики.
  • Где вы живете. В Соединенных Штатах имеется 104 ядерных реактора, которые производят около одной пятой электроэнергии, вырабатываемой в Соединенных Штатах. Вырабатывается ли у вас электричество атомной энергией? Посмотрите на карту, чтобы увидеть, где расположены атомные электростанции.

К началу страницы

19.15: Атомные электростанции – Химия LibreTexts

Еще до создания атомной бомбы ученые и инженеры начали задумываться о возможности использования энергии, высвобождаемой в процессе деления, для производства электроэнергии.Вскоре после Второй мировой войны были сделаны уверенные предсказания, что человечество скоро будет почти полностью зависеть от атомной энергии для производства электричества. Увы, с тех пор прошло много лет, и такого чуда не произошло. В США только 8,46 процента электроэнергии в 2008 году было произведено этим методом [1] . В некоторых других странах, особенно в Великобритании, эта доля несколько выше, но нигде атомная энергетика не стоит даже на пороге замены ископаемого топлива.К сожалению, правда заключается в том, что производство энергии из атомного деления оказалось намного дороже, чем предполагалось ранее. Даже в наши дни высоких цен на ископаемое топливо он все еще едва конкурентоспособен.

Рисунок \(\PageIndex{1}\) Схематическая диаграмма ядерного энергетического реактора.

Принципиальная схема типичного ядерного реактора приведена на рисунке \(\PageIndex{1}\). Уран присутствует в виде таблеток оксида U 3 O 8 , заключенных в длинные стальные трубки диаметром около 2 см.Уран в основном 23892U, слегка обогащенный делящимся 23592U. Скорость деления можно регулировать, вставляя или вынимая регулирующие стержни из кадмия, который является очень эффективным поглотителем нейтронов. Кроме того, должен присутствовать замедлитель, такой как графит или вода, для замедления нейтронов, поскольку медленные нейтроны более эффективно вызывают деление, чем быстрые.

Энергия, выделяющаяся при делении урана, уносится теплоносителем, обычно перегретым паром при температуре около 320°C.Этот пар нельзя использовать напрямую, так как он становится слегка радиоактивным. Вместо этого он проходит через теплообменник для производства дополнительного пара, который затем можно использовать для питания обычной паровой турбины. Вся система заключена в прочную защитную оболочку, которая не показана на рисунке. Это судно предотвращает распространение радиоактивности в случае серьезной аварии.

Атомные электростанции имеют два преимущества по сравнению с обычными электростанциями, работающими на ископаемом топливе. Во-первых, при заданной выработке энергии они потребляют гораздо меньше топлива.Во-вторых, они производят гораздо меньше токсичных отходов. Растения, работающие на ископаемом топливе, производят диоксид серы, оксиды азота и частицы дыма, которые вредны для здоровья.

Несмотря на гораздо более низкую стоимость топлива, атомные электростанции очень дороги в строительстве. Во многом это связано с их главным недостатком — чрезвычайно опасным характером радиоактивных продуктов ядерного деления. Продукты деления состоят из большого количества богатых нейтронами нестабильных ядер с атомным номером от 25 до 60.Особенно опасны долгоживущие изотопы 9038Sr, 13755Cs и короткоживущий 13153I, которые могут проникать в организм человека. Должны быть приняты крайние меры предосторожности против случайного выброса даже следов этих материалов в окружающую среду. Наихудшим сценарием является расплавление реактора, наиболее известным из которых является Чернобыльская катастрофа, произошедшая в 1986 году на Украине, которая тогда еще была частью Советского Союза. Недавнее исследование этого события оценивает количество возможных смертей, вызванных аварией среди населения с более высоким уровнем облучения, в 4000 [2] .Общая стоимость стихийного бедствия, конечно, трудно поддается количественной оценке с точки зрения медицинских, психологических, экономических и экологических последствий.

Следует понимать, что между бомбой типа Хиросимы и такого рода расплавлением есть существенные различия, прежде всего разница в разрушительной силе взрыва. Эти различия возникают из-за того, что топливо, используемое в ядерных реакторах, недостаточно обогащено ураном-23592, чтобы цепная реакция привела к взрыву, подобному атомной бомбе. Следует также отметить, что недостатки безопасности, вызвавшие Чернобыль, не отражали меры предосторожности, принятые на атомных станциях сегодня или на других станциях в то время.Тем не менее, Чернобыльская авария, наряду с более ранним инцидентом на Три-Майл-Айленде в 1979 году, способствовала снижению использования и строительства атомных электростанций во всем мире, и многие люди по-прежнему опасаются атомной энергетики. Однако интерес к ядерной энергетике возобновился после обсуждения национальных и мировых энергетических стратегий.

Даже при успешном обращении с продуктами деления в ходе нормальной эксплуатации атомной электростанции все равно остается трудность их возможного захоронения. Хотя многие из нестабильных ядер, образующихся в результате деления, недолговечны, некоторые из них, такие как 9038Sr (25 лет) и 13755Cs (30 лет), имеют довольно длительный период полураспада.Соответственно, эти отходы должны храниться в течение многих сотен лет, прежде чем разложится достаточно ядер, чтобы снизить их радиоактивность до безопасного уровня. В настоящее время отработавшее ядерное топливо хранится в бассейнах с отработавшим топливом на реакторных площадках, что защищает окружающую среду. Отработавшее топливо также может быть помещено в хранилище в сухих контейнерах после того, как топливо пролежало в бассейне выдержки не менее года. Сухие бочки содержат инертный газ, изготовлены из стали и могут быть окружены сталью и бетоном для предотвращения утечки радиации [3] .

И бассейны с отработавшим топливом, и хранилища в сухих контейнерах являются лишь краткосрочными решениями. Одним из предлагаемых долгосрочных решений является безопасное хранение отработавших ядерных отходов в геологическом хранилище глубоко под землей. В 1982 году Закон [4] о политике в отношении ядерных отходов поручил Министерству энергетики США найти и построить национальное хранилище для долгосрочного хранения ядерных отходов. В 1987 году Министерству энергетики было приказано сосредоточиться исключительно на Юкка-Маунтин, штат Невада, как на месте для создания национального хранилища.Первоначально планировалось начать прием отходов в 1998 году, но открытие хранилища сильно откладывалось, часто из-за большого количества нерешенных споров по этой теме. использовать сайт [5] .

Хранилище Юкка-Маунтин в настоящее время не в фаворе. В связи с сокращением бюджета и опасениями по поводу безопасности этого объекта Министерство энергетики предложило отозвать площадку Юкка-Маунтин в качестве долгосрочного хранилища ядерных отходов в 2010 году [6] .Катастрофа вокруг горы Юкка подчеркивает как научные, так и политические трудности в поиске долгосрочного решения проблемы отработавшего ядерного топлива, а также трудности, связанные с использованием ядерной энергии в целом.

Схематическое изображение атомных электростанций Фукусима-дайити 1-5

  Реактор и Зона

Схематический вид атомных электростанций Фукусима-дайити 1-5 (Mark-I)

На этом поперечном разрезе показан механизм реакторов блоков 1-5 АЭС Фукусима-дайити.На заводах 6 реакторов. Все они относятся к типу BWR (реактор с кипящей водой), который производит пар с теплом от топливных стержней, вращает турбину и вырабатывает электроэнергию. На этом рисунке показан BWR типа Mark-I, который был адаптирован для реакторов блоков 1-5.
Пожалуйста, используйте в качестве справки для временной шкалы ядерных аварий на Фукусима-дайити.



Топливные стержни: Стержень состоит из циркалоевого цилиндра, содержащего 300 таблеток диаметром 1 см и высотой 1 см.На одной установке используется около 4600 твэлов.

Сосуд высокого давления: Самый внутренний сосуд содержит топливные стержни. Во время работы внутри образуется пар около 280 ℃ и 70 атм. Изготовлен из стали толщиной 15 см. Расчетный предел давления 90 атм. Когда давление внутри становится слишком высоким, автоматически открывается предохранительный клапан , и горячий пар высокого давления впрыскивается в воду в камере подавления (мокрый колодец), чтобы контролировать давление.


Защитный сосуд: Изготовлен из стали толщиной 3 см, содержит внутри сосуд под давлением и предотвращает утечку радиоактивного материала наружу. Он состоит из двух частей: « Drywell » и «Wetwell».

Камера подавления (Ветвелл): Камера в форме пончика, формирующая нижнюю часть защитного сосуда типа Марк-Ⅰ. Верхняя часть защитной оболочки называется «сухой колодец» с камерой в форме колбы. Камера подавления заполняется водой, в которую подается пар из сосуда высокого давления или сухого бокса, когда давление пара становится слишком высоким.

Оболочка здания: Внешний барьер реактора. Выполнен из железобетона толщиной 1 метр.

Бассейн с отработавшим топливом: Бассейн для охлаждения горячих отработавших топливных стержней, которые продолжают выделять тепло.

Вентиляция: Выпуск газа из защитной оболочки наружу. Вентиляция через воду в камере подавления (мокрая вентиляция) предпочтительнее, однако на этот раз также проводилась прямая вентиляция наружу (сухая вентиляция).

Угольная теплоэлектростанция

•  Водная школа ДОМАШНЯЯ СТРАНИЦА •  Темы использования воды  •

 

Электростанция Джорджии Пауэр Шерер является одним из крупнейших теплоэлектростанций США, работающих на угле.Это угольная электростанция мощностью 3 520 000 киловатт, которая обеспечивает электроэнергией Грузию. Как показано на этой диаграмме, электростанция работает по тому же принципу, что и другие электростанции, работающие на ископаемом топливе: она сжигает уголь для производства тепла, которое превращает воду в пар, который затем превращает турбины в генератор.

Фото: Georgia Power

На такой крупной теплоэлектростанции сжигается много угля — в данном случае около 11 миллионов тонн в год. Уголь, измельченный в мелкий порошок с помощью пульверизатора, вдувается в устройство, похожее на печь, называемое котлом, и сжигается.Вырабатываемое тепло превращает воду, протекающую по ряду труб в котле, в пар. Пар высокого давления вращает лопасти турбины, соединенной валом с генератором. Генератор крутится и вырабатывает электричество.

На диаграмме видно, что вода в основном используется для охлаждения конденсаторных агрегатов, куда поступает сконденсированный пар, который использовался для вращения турбин. Горячая конденсированная паровая вода проходит по трубам, которые охлаждаются более холодной водой (в данном случае забираемой из реки Окмалги и водохранилища озера Джульетт).Таким образом, сконденсированная вода охлаждается, а затем рециркулирует обратно через угольный котел, чтобы снова превратиться в пар и привести в действие турбины. Это часть системы с замкнутым циклом, в которой вода постоянно используется повторно.

В другой части цикла водопользования станции, открытом цикле, большое количество воды берется из реки и водохранилища и перекачивается в конденсаторы. Эта более холодная вода окружает трубы, содержащие горячий сконденсированный пар, и поэтому сильно нагревается.Горячая вода перекачивается из конденсаторных блоков в четыре градирни высотой 530 футов, поэтому она может терять тепло. Каждая градирня завода Scherer обеспечивает циркуляцию 268 000 галлонов воды в минуту. Большая часть этой воды повторно используется после охлаждения, но около 8000 галлонов в минуту теряется из-за испарения (таким образом, вы видите пар, выходящий из верхних частей градирен).

 

Источник: Раздаточный материал Plant Robert W. Scherer, Georgia Power

Атомная электростанция и принципиальная схема

Атомная электростанция:

Здесь я собираюсь объяснить вам различные типы электростанций или электростанций. Во-первых, дайте нам знать, какова функция электростанции. Электростанция или электростанция использует различные источники, такие как энергия Хайделя, тепловая энергия, дизельное топливо, ядерная энергия, для производства электроэнергии в больших объемах. Теперь мы собираемся обсудить, как энергия радиоактивных элементов используется для выработки электроэнергии. Для этого используется атомная электростанция или атомная электростанция .

Электростанция, в которой ядерная энергия преобразуется в электрическую, называется атомной электростанцией.На атомной электростанции тяжелые элементы, такие как уран (U235) или торий (Th332), подвергаются ядерному делению в специальном аппарате, известном как реактор. Высвобождаемая таким образом тепловая энергия используется для производства пара при высокой температуре и давлении. Пар приводит в действие паровую турбину, которая преобразует энергию пара в механическую энергию. Турбина приводит в действие генератор переменного тока, который преобразует механическую энергию в электрическую.

Наиболее важной особенностью атомной электростанции является то, что огромное количество электроэнергии может быть получено из относительно небольшого количества ядерного топлива по сравнению с другими традиционными типами электростанций.Было обнаружено, что полное деление 1 кг урана (U235) может произвести столько же энергии, сколько может быть получено при сжигании 4500 тонн высококачественного угля.
              Хотя извлечение основных видов ядерного топлива (т. е. урана и тория) сложно и дорого, тем не менее, общая энергоемкость расчетных мировых запасов этих видов топлива значительно выше, чем у обычных видов топлива, а именно угля, нефти и газа. . В настоящее время нас охватывает энергетический кризис, и поэтому ядерная энергия может быть успешно использована для производства дешевой электроэнергии в больших масштабах для удовлетворения растущих коммерческих и промышленных потребностей.

Должен прочитать :


Принципиальная схема атомной электростанции:

Всю аранжировку можно разделить на следующие основные этапы:


(i) Ядерный реактор: Это аппарат, в котором ядерное топливо (U235) подвергается ядерному делению. Он контролирует цепную реакцию, которая начинается после завершения деления. Если цепную реакцию не контролировать, результатом будет взрыв из-за быстрого увеличения высвобождаемой энергии.Ядерный реактор представляет собой прочный цилиндрический сосуд высокого давления, в котором размещены топливные стержни из урана, замедлитель и регулирующие стержни.
Топливные стержни представляют собой материал для деления и выделяют огромное количество энергии при бомбардировке медленными нейтронами. Замедлитель состоит из графитовых стержней, которые окружают топливные стержни. кадмия и вставляются в реактор. Кадмий является сильным поглотителем нейтронов и, таким образом, регулирует подачу нейтронов для деления.Когда регулирующие стержни вдвигаются достаточно глубоко, они поглощают большую часть нейтронов деления и, следовательно, лишь немногие из них доступны для цепной реакции, которая поэтому останавливается.
Однако по мере их удаления все больше и больше этих нейтронов деления вызывают деление, и, следовательно, интенсивность цепной реакции (или выделяемого тепла) увеличивается. Поэтому, вытягивая регулирующие стержни, мощность ядерного реактора увеличивается, тогда как при вталкивании их внутрь он уменьшается. На практике опускание или подъем тяг управления осуществляется автоматически в соответствии с требованием нагрузки.Тепло, выделяющееся в реакторе, отводится теплоносителем, обычно металлическим натрием. Теплоноситель переносит тепло в теплообменник.

(ii) Теплообменник: Теплоноситель отдает тепло теплообменнику, который используется для подъема пара. После отдачи тепла теплоноситель снова подается в реактор.

(iii) Паровая турбина: Пар, произведенный в теплообменнике, направляется в паровую турбину через клапан. После совершения полезной работы в турбине пар выбрасывается в конденсатор.Конденсатор конденсирует пар, который подается в теплообменник через насос питательной воды.

(iv) Генератор переменного тока: Паровая турбина приводит в действие генератор переменного тока, который преобразует механическую энергию в электрическую. Выход генератора переменного тока подается на сборные шины через трансформатор, автоматические выключатели и изоляторы.

Выбор площадки для АЭС :

При выборе площадки для атомной электростанции необходимо учитывать следующие моменты:

(i) Наличие воды: Поскольку для целей охлаждения требуется достаточное количество воды, производственная площадка должна располагаться там, где имеется достаточное количество воды, например.г., через реку или по берегу моря.

(ii) Утилизация отходов: Отходы, образующиеся в результате деления на атомной электростанции, как правило, радиоактивны, и их необходимо утилизировать надлежащим образом, чтобы избежать опасности для здоровья. берегу моря. Поэтому на площадке, выбранной для такой установки, должны быть предусмотрены соответствующие меры для захоронения радиоактивных отходов.

(iii) Расстояние от населенных пунктов: Площадка, выбранная для размещения атомной электростанции , должна находиться на значительном удалении от населенных пунктов, поскольку существует опасность присутствия радиоактивности в атмосфере вблизи станции. Однако в качестве меры предосторожности на заводе используется купол, который не позволяет радиоактивности распространяться ветром или по подземным водным путям.

(iv) Транспортные средства: Площадка, выбранная для атомной электростанции, должна иметь соответствующие средства для перевозки тяжелого оборудования во время монтажа и облегчения передвижения рабочих, занятых на станции.


Должен прочитать :


Из вышеупомянутых факторов становится очевидным, что идеальным выбором для атомной электростанции будет близость к морю или реке и вдали от густонаселенных районов.

Преимущества атомной электростанции:

(i) Требуемое количество топлива довольно мало. Следовательно, имеется значительная экономия затрат на транспортировку топлива. (ii) Атомная электростанция требует меньше места по сравнению с любым другим типом того же размера. (iii) У него низкие эксплуатационные расходы, так как небольшое количество топлива используется для производства больших объемов электроэнергии. (iv) Этот тип установки очень экономичен для производства больших объемов электроэнергии. (v) Он может быть расположен рядом с центрами нагрузки, потому что он не требует большого количества воды и не обязательно должен быть рядом с угольными шахтами. Таким образом, стоимость первичного распределения снижается. (vi) Во всем мире имеются большие запасы ядерного топлива. Следовательно, такие станции могут обеспечить непрерывное снабжение электроэнергией в течение тысяч лет.

(vii) Обеспечивает надежность работы.

Недостатки АЭС:

(i) Используемое топливо стоит дорого и его трудно восстановить.(ii) Капитальные затраты на атомную станцию ​​очень высоки по сравнению с другими типами станций. (iii) Монтаж и ввод в эксплуатацию станции требуют большего технического ноу-хау.

(iv) Побочные продукты деления, как правило, радиоактивны и могут вызвать опасное радиоактивное загрязнение.

.

Оставить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован.