Атомные электрические станции

В России доля ЭЭ, вырабатываемой АЭС, составляет 10% (во Франции – 75%, Бельгии 61%, Германии 32%, США 18%).

В настоящее время в РФ действуют 11 АЭС: Обнинская (первая в мире), Кольская, Петербургская, Тверская, Смоленская, Курская, Нововоронежская, Балаковская, Димитровградская, Белоярская, Билибинская.

Особенности АЭС:

1) не зависят от месторасположения источника сырья, поэтому могут сооружаться в любом географическом месте;

2) требуют небольшого количества топлива (100-150 т. в год): 1 г урана дает столько же теплоты, сколько выделяется при сгорании 2 т усл. топлива;

3) работают по свободному графику выработки ЭЭ;

4) низкоманевренны;

5) не загрязняют атмосферу: выбросы радиоактивных газов и аэрозолей не превышают величин, разрешённых санитарными нормами;

6) суммарный КПД составляет 25-40%.

АЭС (рис. 3.38) принципиально отлича­ются от обычных ТЭС наличием ядерного реактора (устройства для расщепления ядерного топлива и осущест­вления цепной ядерной реак­ции) вместо парогенератора с органическим топливом. Тепловая энергия нагретого в реакторе те­плоносителя (вода, газ, жидкий металл) позво­ляет получить пар с дос­таточно высокими пара­метрами. Полученный пар направляется в па­ровые турбины, вра­щающие электрические генераторы.

Рис.3.38. Принципиальная схема АЭС

Ядерный реактор состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты. В активную зону ЯР загружают ядерное топливо в виде урановых или плутониевых стержней, покрытых герметичной металлической оболочкой, и замедлитель нейтронов (графит или во­ду). Для уменьшения утечки нейтронов активная зона окружается отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Снаружи отражателя размещается бетонная биологическая защита.

Для управления ядерной реакци­ей в активную зону вводят поглотитель нейтронов в виде стержней из бора. По мере выгорания топлива эти стержни постепенно извлекаются из ак­тивной зоны. Часть стержней используется для регулирования мощности реактора. В процессе деления ядер выделяется значительное количество тепло­вой энергии, которая отводится теплоносителем в теплообменник - парогене­ратор. Полученный водяной пар направляется на лопатки турбины, вращающей электрогенератор.

Принципиальные схемы АЭС

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу тепловой турбины по одноконтурной (рис. 3.39, а), двухконтурной (рис.3.39, б) и трехконтурной схемам (рис. 3.39, в).

В однокон­турной схеме выделившееся в ЯР тепло пере­носится теплоносителем. В качестве теплоносителя применяется водяной пар, который используется, так же, как на паротурбинных ТЭС. Однако образующийся в ЯР пар – радиоактивен, и для защиты персонала АЭС и окружающей среды большая часть обору­дования должна иметь защиту от излучения.

В двухконтурной схеме контуры теплоносителя и рабочего тела разделе­ны. Реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и пароге­нератор циркуляционным насосом. Радиоактивным является только первый контур.

 

Рис.3.39. Принципиальные схемы АЭС:

1 - ядерный реактор с первичной биологической защитой; 2 – вторичнаябиологиче­ская защита; 3 – турбина; 4 –генератор; 5 – конденсатор; 6 –насос; 7 – регенера­тивный теплообменник; 8 –циркуляционный насос; 9 –парогенератор; 10 –проме­жуточный теплообменник

В трехконтурных схемах между контуром I с ЯР и кон­туром III с паровой турбиной имеется промежуточный контур II. В качестве теплоносителя в первом контуре применяют жидкий натрий. При попадании в него воды происходит бурная химическая реакция, которая может привести к выбросу радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Для исключения этого, используется промежуточный контур с необлученным жидким натрием, который передает теплоту рабочему телу (пару, воде), циркулирующему в третьем контуре.

Реакторы АЭС

Ядерные реакторы классифицируются по способу размещения ядерного топлива, спектру нейтронов (тепловые и быстрые), видам теп­лоносителей, поглотителей и замедлителей. На Российских АЭС применяют ЯР следующих типов:

• уран-графитовые канального типа большой мощности (РБМК);
• водо-водяные энергетические (ВВЭР);
• на быстрых нейтронах.

Реакторы РБМК эксплуатируются на Петербургской, Курской, Смо­ленской АЭС. Характеристики реакторов типа РБМК приведены в табл. 3.3.

Активная зона состоит из твэл, содержащих ²³⁵U с обога­щением до 2÷3 %. Эти элементы помещены в каналы, ко­торые высверлены в графите (рис. 3.40). Ко­личество ТВЭЛ вактивной зоне достигает нескольких тысяч.

Теп­лоноситель - вода, прохо­дит под большим давлением по центральным трубам каналов, ок­руженных твэл, в которых прохо­дит ядерная реакция с выделени­ем тепла.

Таблица 3.3