Атомные электростанции (АЭС)

АЭС – это, по существу, тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.

Возможность использования ядерного топлива, в основном нуклида ²³⁵U, в качестве источника теплоты связана с образованием цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии.

Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью (1 кг ²³⁵U заменяет 2900 кг угля), поэтому АЭС особенно эффективны в районах, бедных топливными ресурсами.

Так, АЭС России выдают до 40 % электроэнергии, потребляемой в центре европейской части страны, и до 50 % - на Северо-Западе.

Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана ²³⁵U обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер ²³⁵U при «бомбардировке» их медленными тепловыми нейтронами в основном применяют реакторы на медленных тепловых нейтронах. Теплота выделяется в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛы) – тонкостенных трубках из циркониевого сплава, заполненных таблетками топлива – керамического диоксида урана UO₂, нуклида ²³⁵U (~ 3 %) и балластного нуклида ²³⁸U.

Теплота, выделяемая при ядерной реакции в топливе, отводится от стенок ТВЭЛов теплоносителем (обычно водой). На АЭС России используются водоохлаждаемые реакторы двух типов: канальные и корпусные.

Станции, работающие с канальными реакторами РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный 1000 МВт) – Ленинградская, Курская, Смоленская и др.

Реактор 1 (рис. 3.3) представляет собой массив из графитовых блоков, через который проходят каналы 2 – трубы из циркониевого сплава, внутри которых размещены ТВЭЛы (на схеме показан один канал). Вода прокачивается через каналы главным циркуляционным насосом 8. Обтекая ТВЭЛы, она нагревается до температуры насыщения (кипения) и частично испаряется. Пароводяная смесь поступает в барабан-сепаратор 3, где пар отделяется от жидкой воды и под давлением около 6,5 МПа направляется в турбину 4, приводящую в движение генератор 5. Отработавший в турбине пар, как и в обычной паротурбинной установке, конденсируется в конденсаторе 6, через который прокачивается холодная вода из окружающей среды. Конденсат возвращается в цикл насосом 7.

 

Рис. 3.3. Схема АЭС с РБМК

Тепловыделение в реакторе регулируется системой управления и защиты: для ослабления ядерной реакции в графитовый блок погружаются стержни из материала, поглощающего нейтроны. Для усиления реакции стержни, наоборот, поднимаются. Станция с РБМК – одноконтурная: в случае разгерметизации ТВЭЛов радиоактивные продукты деления ядерного топлива попадают в теплоноситель и разносятся по всему тепломеханическому оборудованию.

На рис. 3.4 представлена упрощенная схема АЭС с корпусным реактором ВВЭР. Реакторы ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор с электрической мощностью 1000 МВт) имеют, например, Калининская, Балаковская, Ново-Воронежская АЭС. Реакторы ВВЭР-440 установлены на Кольской и Ново-Воронежской АЭС, а также на атомных станциях, построенных Советским Союзом в ряде стран Европы. Реактор 1 представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд, внутри которого расположена активная зона 2 со сборками ТВЭЛов. Через активную зону прокачивается теплоноситель – вода с начальной температурой около 300 ^оС под высоким давлением (около 16 МПа) и нагревается примерно на 30 градусов, но при этом остается недогретой до температуры кипения. Мощность тепловыделения регулируется стержнями системы управления и защиты, которые поглощают избыточные нейтроны. Теплоноситель поступает в парогенератор 3 и отдает теплоту воде второго контура, циркулирующей под давлением около 6,8 МПа. Вода испаряется, пар подается в турбину 4, где совершает работу. Из турбины пар направляется в конденсатор 6, и конденсат возвращается в парогенгератор питательным насосом 7. Эта станция – двухконтурная, радиоактивен только первый контур.

 

Рис. 3.4. Схема АЭС с ВВЭР

АЭС также, как и ТЭС, строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и электрической частях. Энергоблоки формируются так: реактор сочетается с двумя турбоагрегатами (ВВЭР-440 – два турбоагрегата 220 МВт, ВВЭР-1000 – два по 500 МВт, РБМК-1500 – два по 750 МВт) или турбоагрегатом одинаковой мощности (ВВЭР-1000 – турбоагрегат 1000 МВт единичной мощности).

АЭС не имеют выбросов дымовых газов, отходов в виде золы, шлаков. Однако тепловыделение в охлаждающую воду у них больше, чем у ТЭС, из-за большого удельного расхода пара и больших расходов охлаждающей воды. Поэтому на новых АЭС строят градирни, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу. КПД атомных электростанций составляет 32…35 %, топливная составляющая в балансе стоимости вырабатываемой энергии – 10…15 % против 50…60 % на ТЭС.

Если тепловая мощность реактора Q_т, то максимальная теоретическая мощность АЭС, кВт

(3.13)

где η_t – термический КПД цикла,

Т₂ср, Т₁ср – средние температуры отвода и подвода теплоты в цикле АЭС.

Электрическая мощность АЭС N_э определяется из выражения

(3.14)

где η_oi – относительный внутренний КПД турбины;

η_м – механический КПД;

η_г – КПД электрогенератора;

η_с.н – КПД оборудования собственных нужд станции.