Атомные электрические станции.

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

5. суммарный КПД составляет 25-40%.

АЭС (рис. 3.38) принципиально отличаются от обычных ТЭС наличием ядерного реактора вместо парогенератора с органическим топливом.

Рис.1.16. 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.

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. 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.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.

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 в активной зоне достигает нескольких тысяч.

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

Характеристики реакторов серии РБМК:

№ н/п	Параметр	РБМК-1000	РБМК- 1500
1	Электрическая мощность, МВт	1000	1500
2	Тепловая мощность, МВт	3200	4800
3	Паропроизводительность, т/ч	5800	8800.
4	Параметры пара перед турбиной: давление (МПА)                           Температура °C	6,5 280	6,5 280
5	Размеры: высота, м диаметр, м	7 11,8	7 11,8
6	Загрузка урана, т	192	189
7	Обогащение урана, %	2	2
8	Кампания от загрузки до выгрузки, сутки	730	730
9	Число каналов	1693	1609

В каждом топливном канале помещается до 36 твэл с длиной тепловыде­ляющей части до 3,5 метров. В нижней и верхней частях активной зоны ЯР помеще­ны коллекторы для подвода и отвода теплоносителя. В толще графита имеются также каналы с направляющими трубками для стержней-поглотителей и один канал для прибора, осуществляющего измерение количества выделяемой энергии. Стержни по­глотители системы управления и защиты (СУЗ) обеспечивают быстрое прекращение ядерной реакции деления. Для этого их быстро опускают в активную зону.

Водо-водяные реакторы (ВВЭР). В качестве теплоносителя и замедлителя ­ ис­пользуется обессоленная вода под давлением. Данный тип ЯР обладает высокими технике - экономическими показателями, безопасен в эксплуатации.

Недостатки ВВЭР: 1) используют только потенциальную энергию изотопа ²³⁵U; 2) невысокие параметры пара - 6 МПа и 300 (450) °C, что снижает термодинамические качества АЭС.

Рис. 1.17 Схематический разрез реактора РБМК

Характеристики реакторов типа ВВЭР

№ н/п	Показатель	ВВЭР-440	ВВЭР-1000
1	Электрическая мощность, МВт	2x220	2x500
2	КПД, проценты	32	33
3	Давление пара перед турбиной, МПа	4,4	6
4	Давление воды в первом контуре, МПа	12,5	16
5	Температура воды на входе в реактор, °C	269	289
6	Средний подогрев воды в реакторе, °C	31	35
7	Активная зона: • диаметр, м • высота, м	2,88 2,5	3,5 3,5
8	Число топливных кассет	349	150
9	Диаметр твэла, см	9,1	9,1
10	Число стержней в кассете	126	131

Реакторы па быстрых нейтронах (БН). Реакторы серии БН позволяют вовлечь в топливный цикл не только ²³⁵U; но и весь естественный уран, т.е. ²³⁸Ц а также торий (²³²Th). При попадании быстрых нейтронов в.ядро ²³⁸U осуществляет­ся несколько ядерных реакций, в результате которых образуется новое деля­щееся вещество - плутоний (²³⁹Рu).

Процесс деления и воспроизводства ядерного топлива происходит в твэл, которые в виде кассет находятся в активной зоне реактора и являются его кон­структивным элементом.

В результате реакции деления в ядерном горючем ²³⁹Рu образуются быстрые нейтроны, ее продукты деления выделяют в топливных элементах тепло­ту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала ²³⁸U быстрые нейтроны об­разуют новое ядерное горючее. Выделение плутония из защитного слоя осуществ­ляется химическим путем.

В реакторе на БН в качестве теплоносителя нельзя применять воду, посколь­ку замедление нейтронов в данном случае нежелательно. Использование в качестве теплоносителя жидкого натрия позволяет увеличить термический КПД АЭС с 30 до 40%.

Реакторы - размножители на быстрых нейтронах могут найти широкое рас­пространение, поскольку их внедрение обеспечит многократное увеличение запа­сов урана.

Характеристики реакторов типа БН приведены в табл.

№ п/п	Параметр	БН-350	БН-600
1	Электрическая мощность, МВт	350	600
2	КПД, %	36	40
3	Температура, °C	435	500
4	Температура пара в первом контуре: • на входе в реактор, °C • на выходе из реактора, °C	300 500	377 550
5	Размеры активной зоны: • диаметр, см • высота, см	150 106	205 75