Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) представлена на рисунке Х.х3
Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие генераторы электрической мощности. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающей из водохранилища.
| 1 – защитная оболочка реактора (герметичный бокс); 2 – система управления и защиты (СУЗ); 3 – парогенератор; 4 – топливо; 5 – корпус реактора; 6 – главный циркуляционный насос (ГЦН); 7 – паропровод; 8 – паровая турбина; 9 – конденсатор; 10 - конденсатный насос; 11 – система водоподготовки и регенеративного подогрева конденсата; 12 – питаттельный насос; 13 – циркуляционный насос; 14 – водохранилище-охладитель; 15 – генератор электрического тока; 16 - блочный повышающий трансформатор; 17 – линия электропередачи (ЛЭП) связи с энергосистемой; 18 – паровой компенсатор давления (ПКД); 19 – главные запорные задвижки (ГЗЗ). Рисунок ХХ.3 - Упрощенная технологическая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000. |
.
Передача теплоты в парогенераторе происходит без фазовых превращений теплоносителя первого контура. Это обеспечивается поддержанием высокого давления в первом контуре за счет ГЦН, а также парового компенсатора давления (ПКД).
Паровой компенсатор давления (ПКД) представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре ВВЭР-1000 может доходить до 160 атмосфер т.е. 15,68 МПа.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.
Трехконтурные АЭС
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов.. Реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторов типа ВВЭР – два водяных контура. Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий, сплав натрия и калия, сплав свинца и висмута или газ. Реакторы типа БН (реактор на быстрых нейтронах) имеют два натриевых и один водяной контуры.
Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла. На рисунке Х.4 представлена упрощенная принципиальная схема трехконтурной АЭС.
| 1 – реактор; 2 – промежуточный теплообменник; 3 – парогенератор; 4 – паровая турбина; 5 - конденсатор; 6 – генератор; 7 – питательный насос; 8 – жидкометаллический насос; 9 – компенсатор объема; |
| Рисунок Х.4 – упрощенная принципиальная схема трехконтурной АЭС |
Привлекательность этих реакторов в возможности быстрой наработки ядерного топлива, т.к. для них коэффициент воспроизврлства КВ>1. Масса накапливаемого топлива может быть выражена рядом:
М = М0КВ + М0КВ2 + М0КВ3 + …,
где М0 – начальная масса топлива. При КВ<1 будем иметь
М = М0/ (1-КВ) при КВ = 0,5 масса накопленного будет
М = М0 /(1-0,5)=2М0
Достоинства и недостатки атомных электростанций
Достоинства атомных станций:
• Отсутствие химически вредных газообразных и твердых выбросов;
• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше выбросов угольной электростанции аналогичной мощности;
• Небольшой объём используемого топлива, возможность после его переработки использовать многократно;
• Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок;
• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.
Недостатки атомных станций:
• Радиоактивное топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
• При низкой вероятности инцидентов, последствия их крайне тяжелы;
• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.
• Перспективы
• Несмотря на указанные недостатки, атомная энергия представляется самой перспективной. Альтернативные способы получения энергии за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент отличаются невысоким уровнем добываемой энергии и её низкой концентрацией. К тому же данные виды получения энергии несут в себе собственные риски для экологии и туризма («грязное» производство фотоэлектрических элементов, опасность ветряных станций для птиц[2],[3], изменение динамики волн[4]).
• В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.
•
• Производство водорода
•
• Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INNEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.
• Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.
•
• Термоядерная энергетика
•
• Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.
• В настоящее время при участии России на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.
Атомные станции с реактором ВВЭР-1000
Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 имеет два контура.
Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР-1000 и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен паровой компенсатор давления (ПКД), с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. Вода в реактор поступает с температурой 562К (2890С) при давлении 16,6 МПа. В активной зоне реактора она нагревается до 595 К и подается в парогенератор (3). В парогенераторе (барабан- сеператор) вода первого контура отдает теплоту теплоносителю второго контура – воде, при этом не происходит фазовых превращений теплоносителя первого контура, что обеспечивается высоким давлением в контуре. Для его поддержания предназначен паровой компенсатор давления (ПКД) 18, в котором за счет использования внешнего источника мощности происходит нагрев и испарение теплоносителя, обеспечивая при этом требуемое давление в контуре.
Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.
На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.
Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели.
| Технологические параметры реактора | |||
| Эквивалентный диаметр, мм | |||
| Высота, мм | |||
| Объём, м3 | |||
| Отношение площади замедлителя к площади топлива в поперечном сечении активной зоны | |||
| Шаг между топливными сборками, мм | |||
| Рабочее давление, МПа | |||
| Температура теплоносителя, °С | на входе в реактор | ||
| на выходе из реактора | |||
| Расход теплоносителя через реактор, кг/с | |||
| Гидравлическое сопротивление активной зоны, МПа | 0.18 | ||
| Гидравлическое сопротивление реактора, МПа | 0.4 | ||
| Температура теплоносителя на выходе из максимально нагруженной сборки, "С | |||
| Загрузка ректора топливом, кг | |||
| Обогащение топлива, % | 4.4 - 3.3 | ||
| Скорость теплоносителя, м/с: | в патрубке реактора (вход/выход) | 9.8/11 | |
| в активной зоне (средняя) | 5.5 | ||
| Среднее время работы между перегрузками топлива, с | 25.2x106 | ||
| Средняя удельная энергонапряженность объема активной зоны, кВт/л | |||
| Число механизмов регулирования | |||
В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель. Технологические параметры реактора ВВЭР-1000 представлены в таблице.
Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.
Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.
Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливаете верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.
| 1- Верхний блок; 2 – привод СУЗ;3 - блок защит ных труб (БЗТ); 4 - корпус реактора; 5 – шахта реактора; 6- активная зона; 7 – каналы ионизационных камер. Рисунок ХХ.4 - Реактор ВВЭР-1000 |
активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора.
Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.
В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).
Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне.
Основные пути дальнейшего повышения технического уровня АЭС:
• повышение параметров и слабый перегрев пара, переход на вертикальные парогенераторы;
• повышение тепловой мощности реакторной установки;
• улучшение маневренных характеристик АЭС;
• дальнейшее сокращение объемных показателей реакторного отделения, спец-корпуса; совершенствование конструкций, снижение материалоемкости, снижение трудозатрат;
• применение двойной герметично-защитной оболочки полного давления с промежуточным объемом для организации контроля и отсоса радиоактивных продуктов;
• разработка вопросов централизованного хранения радиоактивных отходов и хранения отработанного топлива.
Активная зона реактора
Активная зона-часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, обеспечивающая заданную мощность и условия для инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер.
Активная зона реактора набирается из ТВС определенной формы в соответствии с картограммой загрузки реактора. ТВС устанавливаются в опорные ячейки днища шахты своими хвостовиками.
Установленные в реактор ТВС сверху прижимаются блоком защитных труб. Конструкция подпружиненных элементов головки ТВС обеспечивает зажатие ТВС в реакторе, выход из строя какой-либо пружины не повлияет существенно на усилие зажатия.
В регулирующих ТВС активной зоны и защитных трубах БЗТ перемещаются поглощающие стержни, обычно выполняемые в виде пучка поглотительных элементов. Для поддержания реакции на критическом уровне стержни СУЗ должны по мере выгорания топлива выдвигаться. Такое регулирование оказывает влияние на состояние реактора до тех пор, пока последний из стержней не покинет активную зону. Этим определяется кампания реактора, после окончания которой производится его пере загрузка.
Кроме СУЗ реактора, основанной на механическом принципе, воздействие на реактивность осуществляется также химическим способом; обычно системой борного регулирования осуществляется компенсация медленных изменений реактивности. Предусматривается непрерывный автоматический контроль концентрации борной кислоты в теплоносителе реактора и других системах первого контура.
В аварийных режимах разрыва главных трубопроводов подача борной кислоты в реактор осуществляется с помощью системы аварийного охлаждения зоны, которая обеспечивает аварийный:
• залив активной зоны из емкостей, содержащих водный раствор борной кислоты под давлением,
• аварийный впрыск кислоты высоконапорными насосами и подачу борного раствора низконапорными насосами.
Срабатывание сигнализации, аварийной защиты и блокировок происходит при отклонении контролируемых параметров от допустимого значения. Как правило, в реакторе предусматривается контроль следующих параметров:
• температуры теплоносителя на выходе из ТВС;
• давления теплоносителя на выходе из активной зоны;
• перепада давления на активной зоне;
• концентрации борной кислоты в теплоносителе;
• уровня теплоносителя в реакторе;
• температуры корпуса реактора;
• плотности главного разъема реактора;
• приводов СУЗ, датчиков термоконтроля и энерговыделения на крышке реактора;
• плотности нейтронного потока.
Модернизация активных зон ВВЭР в основном происходит по пути усовершенствования ТВС и улучшения гидродинамических характеристик внутрикорпусных устройств, а также улучшения использования топлива.
Контрольные вопросы по разделу «атомные электростанции»
1 Какме основные частицы образуют структуру атомного ядра?
2 Что характеризуют атомный номер и атомная масса элемента?
3 Какие изменения происходят с элементом при α- распаде и при β-распаде?
4 Радиоактивный распад и его основные характеристики.
5 Сравнительные свойства α-, β- и γ- излучений.
6 Ядерные реакции и условия их протекания.
7 Реакции деления ядер U235 и U238, какие при этом образуются элементы, их стойкость.
8 Что характеризуют коэффициент воспроизводства и коэффициент размножения в ядерной реакции?
9 Классификация АЭС повиду установленных реакторов и по используемому теплоносителю.
10 Технологические схемы АЭС.
11 Реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах - основные характеристики технологического процесса.
12 Основные характеристики реакторов типа ВВЭР, технологическая схема АЭС с этими реакторами.
13 Основные элементы схемы АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
14 Конструктивные элементы реактора ВВЭР.
15 Активная зона реактора и ее состав.
16 Назначение СУЗ и БЗТ.
17 Положительные и отрицательные аспекты использования АЭС.
18 В чем отличие сем тепловых контуров ТЭС и АЭС с реакторами ВВЭР?
19 Основные технологические параметры, контролируемые в реакторе.
20 Для чего используется борная кислота в ядерных реакторах типа ВВЭР?
Литература
1. Системи енергетичні. Терміни та визначення. ДСТУ 3440-96. Київ.: Держстандарт України, 1997.
2. В.Я. Рыжкин. Тепловые электрические станции. Изд.2-е. М.:Энергия, 1976.-447с.
3. В.Я.Гиршфельд, Г.Н.Морозов. Тепловые электрические станции. М.:Энергия, 1973.-239с.
4. Э.П.Волков, В.А.Ведяев, В.И.Обрезков. Энергетические установки электростанций. Для студентов вузов. М.:Энергоатомиздат, 1983.-279с.
5. С.Я.Белинский, Ю.М.Липов. Энергетические установки электростанций. М.:Энергия,1974.-302с.
6. Тепловые и атомные электрические станции. Справочник. Под общ.ред В.А.Григорьева и В.М.Зорина. Кн.3.М.:Энергоатомиздат, 1989.-604с.
7. Б.Г.Ганчев, Л.Л.Калишевский и др. Ядерные энергетические установки. Под. общ. Ред.Н.а.Доллежаля.-М.:Энергоатомиздат, 1983.-504с.
8..Электрическая часть станций и подстанций: Учебник для вузов/А.А.Васильев, И.П.Крючков, Е.Ф.Наяшкова и др./ Под. ред. А.А.Васльева. М.:Энергоатомиздат, 1990.-575с.
9. Л.М.Пиотровский. Электрические машины. Л.о.:Энергия, 1978.-504с.
10. Правила устройства электроустановок (ПУЭ).-М.: Энергосервис, 2002.-606с.
11. А.В.Щегляев. Паровые турбины. М.:Энергия, 1976.-358с.
12. М.В.Топольницький.Атомні електричні станції.-Львів:Бескід Біт, 2005.-523с.
13. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. Учебник для вузов.М.: Высшая школа,1984.-304с.
14. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М.:Энергоатомиздат, 1984.
15. В.Н.Ораевский. Ядерная энергетика. Киев.:Наукова думка, 1978.-214с.
16. Трансформаторы силовые масляные общего назначения. Допустимые нагрузки. ГОСТ 14209-85.
17. Cайт www.npp.zp.ua
18. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара. Справочник. М.:энергоатомиздат, 1982.
19. О.Т.Ильченко. Тепло- и массообменные аппараты ТЭС и АЭС?:Учеб. пособие.-К.: ВШ,1992.-207с.
20. РД 3440-101. Руководящие указания по проектированию термических деаэрационных установок питательной воды котлов
21..В.Деев, Н.А.Балахничев. Котельные установки и их обслуживание. М.:ВШ,1990.-239с.
22. Бездеаэраторная тепловая схема турбины К-800-240-5 ПОТ ЛМЗ./Г.И.Ефимочкин, В.Л.Вербицкий, Л.Е.Апатовский и др./Теплоэнергетика. 1987, №2
[О.Е.1]см Рыжкин ТЭС, стр.141
[О.Е.2]Рыжкин стр 141