Решение глобального энергетического кризиса в использовании ядерной энергии…



страница1/12
Дата12.06.2016
Размер2.35 Mb.
  1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12
Взгляд на атомную энергетику до и после Фукусимы.
«…Как это уже становится
общепризнанным, вся надежда на решение глобального
энергетического кризиса - в использовании ядерной
энергии…»


П.Л.Капица
«Существует только одна реальная и достойная альтернатива

нефти и газу – это атомная энергетика»

В.В.Путин
Вступление

Мартовская трагедия 2011 года японского народа в одночасье всколыхнула весь мир, и породила массу вопросов, касающихся всей отрасли мировой атомной энергетики.

Несомненно, что весь мир сожалеет о случившейся трагедии, и скорбит с японским народом, но из этой трагедии следует извлечь поучительный урок всем, кто проектирует, строит и заказывает строительство атомных электростанций.

Что стало первопричиной нам известно – землетрясение и последовавшее за ним цунами. Что явилось слабым звеном в ядерном реакторе после столь массированного напора двух стихий, из-за которого произошел выброс радиации, мы узнали позже. Но как бы то ни было, эта трагедия показала бессилие человечества перед стихией природы. Бесспорно и то, что обострилась и без того известная всем «атомная аллергия» японской общественности - резко отрицательное отношение ко всем областям использования атомной энергии, связанное, как с памятью об атомных бомбардировках Хиросимы и Нагасаки, так и с недавними скандалами из-за многочисленных случаев аварий на японских АЭС.

Сегодня мир в целом и мировая атомная отрасль в частности, получили ни больше не меньше «синдром Фукусимы», который проявляется в основательной проверке всех реакторов на безопасность и даже приостановке строительства новых атомных реакторов. Так поступило, например, Правительство Швейцарии, приостановив все планы строительства атомных реакторов и дав указание наблюдательному органу, занимающемуся атомными электростанциями, внимательно проанализировать причины аварии в Японии и разработать на этой основе новые и более жесткие стандарты безопасности [1].

В странах, приступающих к развитию ядерной энергетики, интерес остаётся высоким.

Среди стран, которые не имеют ядерной энергетики и которые до аварии на АЭС «Фукусима-дайити» решительно заявляли о своих намерениях продолжить разработку ядерно-энергетических программ, некоторые впоследствии аннулировали или пересмотрели свои планы, другие заняли выжидательную позицию, однако большинство стран продолжили реализацию своих планов. В сентябре 2011 года была введена в эксплуатацию АЭС в Исламской Республике Иран.

Из стран, рассматривающих возможность строительства своей первой АЭС или планирующих его, 9 конкретно установили плановые сроки ввода в эксплуатацию до 2030 года.
Введение
Обеспечение человечества энергией является одной из главнейших проблем, решение которой определяет его устойчивое развитие, то есть развитие без истощения природных, экономических, экологических и социальных ресурсов. Население Земли растет: ожидается, что к 2050 г. оно составит около 9,3 млрд. человек. Сегодня почти 1,7 млрд. человек не имеет доступа к электроэнергии, и прогнозное значение количества людей, не имеющих доступа к электроэнергии, до 2030 г. остается для ряда регионов мира высоким.

Международное энергетическое Агентство (МЭА) ОЭСР прогнозирует увеличение спроса на электроэнергию с 21 300 ТВт.ч в 2010 году до 30 390-35 470 ТВт.ч к 2030 году в зависимости от экологической политики. Восемьдесят процентов роста будет приходиться на страны, не являющиеся членами ОЭСР. Расширение рамок анализа до 2050 года дает рост спроса на электроэнергию до 37 660-46 190 ТВт.ч.

В интересах устойчивого развития человечества требуется своевременная разработка экономически, экологически и технологически приемлемой структуры энергопроизводства как отдельных стран, так и мирового хозяйства в целом.

Каждый способ генерирования энергии обладает преимуществами, потенциалом развития и несет риски. Комплексный анализ показывает, что атомная энергетика является экологически безопасной, доступной и экономичной генерирующей технологией для обеспечения больших объемов производства электроэнергии.

Энергетика, построенная на углеводородах, исторически себя исчерпала. Запасы ископаемого топлива сокращаются, а продолжение его использования в качестве энергоисточника ухудшает экологическую ситуацию. Вступили в силу требования Киотского протокола, который подписало большинство стран мира. Согласно этим требованиям 39 промышленно развитых стран обязаны сократить выбросы углекислого газа и еще пяти веществ, присутствие которых в атмосфере угрожает повышением температуры на планете. При этом до 2012 г. участники соглашения обязались снизить совокупный уровень выбросов вредных веществ на 5,2 % по сравнению с показателями 1990 г. Большая часть выбросов в атмосферу происходит при сжигании органического топлива. В результате эксплуатации угольных электростанций в атмосферу ежегодно попадает 24 млрд. т углекислого газа. Все большее число экологов приходят к выводу, что использование ядерной энергии - лучший способ снижения эмиссии углерода в атмосферу.

Из всех действующих сегодня технологий производства электроэнергии только атомная энергетика имеет реальный резерв топлива и минимально загрязняет окружающую среду. Она готова дать ответ на такие глобальные вызовы, как борьба против бедности и обеспечение устойчивого развития, а также противостоять климатическим изменениям и способствовать сокращению выброса вредных газов в атмосферу.

В США, Франции, Финляндии, ряде стран Азии (Китай, Индия, Иран, Япония, Южная Корея), Центральной и Восточной Европы (Болгария, Словакия), а также Латинской Америки (Бразилия, Аргентина) или уже сооружаются новые атомные генерирующие мощности, или решения о сооружении новых атомных энергоблоков приняты, или находятся в состоянии рассмотрения. Серьезно рассматривает развитие атомной энергетики ряд стран, не имеющих собственной атомной генерации: Италия, Польша, Белоруссия, Турция, Египет, Марокко, Казахстан, Чили, Нигерия, Бангладеш, Индонезия, Вьетнам, Таиланд, Австралия, Новая Зеландия.

Экспертные оценки МАГАТЭ предполагают строительство к 2020 г. до 130 новых энергоблоков (есть оценки, существенно превышающие это количество) общей мощностью 430 ГВт и годовой выработкой электроэнергии до 3032 млрд. кВт-ч, что может составить до 30% мирового энергобаланса.

По данным МАГАТЭ, в настоящее время на планете работает 435 ядерных реакторов, которые производят 370003 МВт электроэнергии [2]. Все они сосредоточены в 30 странах мира (табл. 1). Кроме того, ведется строительство еще 62 энергоблоков суммарной мощностью 59,2 ГВт (эл.). В 2011 году на АЭС было выработано 2517 млрд кВт•ч электроэнергии.

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются: США (788,6 млрд. кВт·ч/год), Франция (426,8 млрд. кВт·ч/год), Япония (273,8 млрд. кВт·ч/год), Германия (158,4 млрд. кВт·ч/год) и Россия (154,7 млрд. кВт·ч/год).
Таблица 1

Действующие реакторы


Страны

Количество блоков

США

104

Франция

58

Япония

50

Россия

33

Республика Корея

23

Индия

20

Канада

18

Китай

16

Великобритания

16

Украина

15

Швеция

10

Германия

9

Испания

8

Бельгия

7

Чехия

6

Швейцария

5

Финляндия

4

Венгрия

4

Словакия

4

Пакистан

3

Аргентина

2

Бразилия

2

Болгария

2

Мексика

2

Румыния

2

ЮАР

2

Армения

1

Иран

1

Нидерланды

1

Словения

1


Примечание. Общемировые совокупные данные включают следующие данные по Тайваню, Китай: 2 PWR общей мощностью 1840 МВт (эл.) и 4 BWR общей мощностью 3178 МВт (эл.), т.е. в общей сложности 6 реакторов суммарной мощностью 5018 МВт (эл.).

По данным МАГАТЭ на 30.06.2012.
Крупнейшая в мире АЭС — это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110—1356 МВт). Cамая крупная в Европе — это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый).

В электроснабжении Франции АЭС обеспечивают 78% потребностей страны в электроэнергии, в Бельгии - 54%, в Южной Корее - 39%, в Швейцарии - 37% и Японии - 30%. Для США этот показатель составляет 19%, для России - 16%.

В Азии атомная энергетика развивается наибольшими темпами - здесь находятся 15 из 29-ти строящихся реакторов. В этом плане очень активны Индия, Китай и Южная Корея.

По количеству общих запасов урана выделяются Австралия, Казахстан и Канада с запасами более 400 тыс. т урана в каждой. На их долю приходится 53% мировых общих запасов урана. В группу стран с запасами более 100 тыс. т урана в каждой входят ЮАР, Бразилия, Намибия, Россия, США, Узбекистан.

В России перспективы для роста огромны. Реакторов втрое меньше чем в США, но при этом запасов урана не меньше.

Индия и Китай тоже своего урана не имеют, но строят много.

Украина получила богатое наследство, доставшееся от СССР - это 13 энергоблоков, установленная мощность которых составляет 13,18 тыс. МВт, а доля вырабатываемой ими электроэнергии в энергобалансе страны превышает 50 %. Имея немалые запасы урана (шестое месте в мире) Украина обеспечивает себя ядерным топливом только на 30%. Строить новые энергоблоки Украина не в состоянии, в лучшем случае может увеличивать добычу урана, и то под вопросом. Объединение с Россией в этой сфере могло бы поднять атомную промышленность, что обеспечило бы энергетическую независимость Украины на долгие годы вперед, но мешают амбиции. России проще и выгоднее договориться с Казахстаном, где и запасов урана больше и амбиций нет.

Сейчас доля атомной энергетики составляет 17% от общего производства электроэнергии в мире.
1. Начало атомной энергетики
Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 г. в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 г. в Москве под руководством И. В. Курчатова.

20 декабря 1951 г. в США, ядерный реактор впервые в истории произвел пригодное для использования количество электроэнергии. Реактор выработал достаточную мощность, чтобы зажечь простую цепочку из четырех 100-ваттных лампочек.

В тот же день экспериментальный реактор-бридер EBR-1, размещавшийся в маленьком здании, которое и сегодня по-прежнему одиноко стоит на открытой всем ветрам равнине в юго-восточном Айдахо, повысил выработку до 100 киловатт, что было достаточно для питания всего его электрооборудования. Первая экспериментальная цель EBR-1 состояла в разработке и проверке концепции реактора-бридера. 4 июня 1953 года Комиссия по Атомной Энергии США объявила, что реактор EBR-1 стал первым реактором в мире, продемонстрировавшим бридинг плутония из урана.

В 1962 году он стал первым в мире реактором с плутониевой активной зоной, который выработал электроэнергию. В течение всего следующего года, он был источником ценных данных по бридингу в реакторе с плутониевым топливом и помогал ученым лучше понять поведение плутония в действующем реакторе. 30 декабря 1963 года реактор был официально остановлен. 26 августа 1966 года он был объявлен национальным историческим памятником.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена в 1954 года в СССР. За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).
1.1. История развития АЭ в России (CCCР)
Первое постановление правительства, касающееся сооружения в районе нынешнего г. Обнинска атомной электростанции, агрегата АМ, вышло в мае 1950 г., а спустя всего лишь четыре года в 1954 г. был осуществлен пуск первой в мире атомной электростанции. С этой даты начался отсчет истории атомной энергетики - одной из ярких страниц овладения грандиозными возможностями нового вида энергии.

Еще во второй половине 40-х годов среди ведущих ученых-атомщиков страны зрела мысль о необходимости разработки ядерных энергетических установок для производства электроэнергии. В 1949 г. были выполнены первые поисковые расчетные исследования, и первые проектные проработки возможных вариантов будущей установки.

Работы по урановой проблеме вообще и по созданию экспериментальных реакторных установок, в частности, имели наивысший приоритет. Объединение сильного административного и авторитетного научного руководства открывало возможности в кратчайшие сроки находить оптимальные решения и обеспечивать их выполнение необходимыми ресурсами.

Наконец, сама государственная система позволяла в случае необходимости концентрировать усилия на приоритетных направлениях и добиваться результата в кратчайшие сроки. Так было при создании ядерного оружия и первенца атомной энергетики - Обнинской АЭС.

В 1950 г. были представлены результаты поисковых исследований и конструкторских работ по вариантам атомной электростанции. Было принято решение о сооружении экспериментальной реакторной установки - агрегата АМ тепловой мощностью 30 000 кВт с турбогенератором мощностью 5000 кВт.

К тому времени уже имелся определенный опыт сооружения ядерных реакторов: в 1946 г. была осуществлена самоподдерживающая реакция деления ядер урана в реакторе Ф-1, затем в 1948 г. запущен первый промышленный реактор для наработки плутония, а за два года до пуска первой АЭС был введен в эксплуатацию реактор МР. В стране было налажено производство реакторно-чистого графита, металлического урана и изделий из него, появилась технология обогащения урана и данные по газовому режиму графитовой кладки, разработаны основные приборы теплотехнического и дозиметрического контроля.

В 1950 г. выпущено Постановление о разработке и сооружении объекта В-10 с тремя опытными реакторами, охлаждаемыми водой (собственно реактор АМ), гелием и жидкометаллическим теплоносителем. В 1950 г. был разработан эскизный проект установки АМ (по одной версии АМ расшифровывалась как «атом мирный», по другой – «атомный морской»).

Строительные работы на площадке и сооружение здания АЭС начались в 1951 г. Здание строили одновременно с разработкой технического и рабочего проектов АЭС, что значительно сократило сроки выполнения работы в целом, но потребовало огромных усилий.

Решающим в строительстве стал 1953 г. За сравнительно короткий срок была доделана, а в некоторых случаях переработана практически заново проектная документация, завершались строительные и монтажные работы, формирование и подготовка эксплуатационного коллектива.

В марте 1954 г. был запущен критический стенд (реактор нулевой мощности), на котором исследовались физические характеристики активной зоны реактора АМ, завершен монтаж контуров, оборудования и других систем АЭС.



Рис. 1.1. Машинный зал атомной электростанции


9 мая в 19 ч 07 мин осуществлен первый выход на самоподдерживающуюся цепную реакцию (физический пуск реактора), определена реальная критическая масса, физические веса регулирующих аварийных стержней, как с водой, так и без нее.

26 июня 1954 г. состоялся энергетический пуск первой в мире АЭС. Впервые потребители начали получать электроэнергию от турбогенератора, работавшего за счет сжигания ядерного топлива. Этот день стал днем рождения ядерной энергетики.

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973г. запущена Ленинградская АЭС.



Рис. 1.2. Первый в мире атомный ледокол «Ленин»


После освоения проектных параметров и накопления опыта эксплуатации первая АЭС стала использоваться в качестве тренажера для специалистов зарождающейся атомной энергетики. На ней учились и проходили стажировку инженерно-технические работники первых промышленных АЭС: Белоярской и Нововоронежской, Института атомных реакторов в Димитровграде, атомного ледокола «Ленин», командиры экипажа первой атомной подводной лодки. С 1956 г. на реакторе начинают проводиться исследования, направленные на обоснование будущих энергетических установок. С этой целью на реакторе было сооружено более полутора десятка экспериментальных петлевых контуров.

В последние годы на реакторе было налажено производство химически чистого молибдена для медицинских целей, осуществлялось ядерное легирование кремния для электротехнической промышленности.

29 апреля 2002 г. в 11 ч 31 мин после 48 лет безаварийной работы реактор первой в мире АЭС был остановлен. Начался процесс вывода станции из эксплуатации. Она станет полигоном для разработки технологий вывода из эксплуатации других АЭС [3].
2. Ядерная физика реакторов
Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция (рис. 2.1.).


Рис. 2.1. Схема развития цепной реакции

Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя [4].

3. Классификация атомных электростанций


Наиболее важной классификацией для АЭС является их классификация по числу контуров. Различают АЭС одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные. В любом случае на современных АЭС в качестве двигателя применяют паровые турбины.

В системе АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, то есть средой, совершающей работу, с преобразованием тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС, как и для любой современной тепловой электростанции, всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.

Назначение теплоносителя на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 3.1. а). В реакторе происходит парообразование, пар направляется в турбину, где производит работу, превращаемую в генераторе в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом подается снова в реактор. Такие реакторы работают с принудительной циркуляцией теплоносителя, для чего устанавливают главный циркуляционный насос.


Если можно разделить этот рисунок

Рис. 3.1. Классификация АЭС в зависимости от числа контуров: а — одноконтурная; б — двухконтурная; в — трехконтурная;

1 — реактор; 2 — паровая турбина; 3 — электрический генератор; 4 — конденсатор; 5 — питательный насос; 6 — циркуляционный насос; 7 — компенсатор объема; 8 — парогенератор; 9 — промежуточный теплообменник

В одноконтурной схеме все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Большое преимущество таких схем — простота и большая экономичность. Параметры пара перед турбиной и в реакторе отличаются лишь на значение потерь в паропроводах. По одноконтурной схеме работают Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (рис. 3.1. б). Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела — вторым. В такой схеме реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. В систему первого контура входит компенсатор объема, так как объем теплоносителя изменяется в зависимости от температуры.

Пар из парогенератора двухконтурной АЭС поступает в турбину, затем в конденсатор, а конденсат из него насосом возвращается в парогенератор. Образованный таким образом второй контур включает в себя оборудование, работающее в отсутствие радиации; это упрощает эксплуатацию станции. На двухконтурной АЭС обязателен парогенератор — устройство, разделяющее оба контура, поэтому оно в равной степени принадлежит как первому, так и второму. Передача теплоты через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой в парогенераторе. Для водного теплоносителя это означает поддержание в первом контуре более высокого давления, чем давление пара, подаваемого на турбину. Стремление избежать закипания теплоносителя в активной зоне реактора приводит к необходимости иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давление во втором контуре. По двухконтурной схеме работают Нововоронежская, Кольская, Балаковская и Калининская АЭС.



В качестве теплоносителя в двухконтурной схеме АЭС могут быть использованы также и газы. Газовый теплоноситель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой, играющей ту же роль, что и главный циркуляционный насос, но в отличие от водного для газового теплоносителя давление в первом контуре может быть не только выше, но и ниже, чем во втором.

Каждый из описанных двух типов АЭС с водным теплоносителем имеет свои преимущества и недостатки, поэтому развиваются АЭС обоих типов. У них имеется ряд общих черт, к их числу относится работа турбин на насыщенном паре средних давлений. Одноконтурные и двухконтурные АЭС с водным теплоносителем наиболее распространены, причем в мире в основном предпочтение отдается двухконтурным АЭС (рис.3.2.).

В процессе эксплуатации возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогенератора, особенно в местах соединения парогенераторных трубок с коллектором или за счет коррозионных повреждений самих трубок. Если давление в первом контуре выше, чем во втором, то может возникнуть перетечка теплоносителя, которая приведёт к радиоактивному загрязнению второго контура. В определенных пределах такая перетечка не нарушает нормальной эксплуатации АЭС, но существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный, промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такую АЭС называют трехконтурной (рис. 3.1. в).

Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором отдает теплоту нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через парогенератор по системе, образующей промежуточный контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом. Поэтому перетечка радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный невозможна. В связи с этим при возникновении неплотности между промежуточным и вторым контурами контакт воды или пара будет только с нерадиоактивным натрием. Система второго контура для трехконтурной схемы аналогична двухконтурной схеме. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.



По трехконтурной схеме работают Шевченковская АЭС и третий блок Белоярской АЭС [5].



Рис. 3.2. Схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором
4. Преимущества и недостатки атомных станций


Каталог: sites -> default -> files -> publications
publications -> Международный учет и международные стандарты финансовой отчетности: перспективы развития и сотрудничества
publications -> Конкурентоспособность и качество продукции: теоретический аспект
publications -> Серия публикаций: Концепция стратегии устойчивого развития: формирование казахстанской модели
publications -> Определение географической долготы по кульминационной высоте Луны
publications -> Фантастика как отражение основных тенденций развития культуры
publications -> "утратить благопристойность" от своего "богатства" !!!»- прочитав монографию «Код Евразии»
publications -> Довгаль Наталья Николаевна
publications -> Развитие стратегического партнерства в Алматинской академии экономики и статистики Под стратегическим партнерством
publications -> Оао «снпс актобемунайгаз», тоо «Казахойл», тоо «Казахтуркмунай», умг «Актобе», предприятия горнорудной и химической промышленности, Донской гок и актюбинский завод ферросплавов ао «тнк казхром», ао «азхс», а также зао «Актобе тэц»


Поделитесь с Вашими друзьями:
  1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12


База данных защищена авторским правом ©uverenniy.ru 2019
обратиться к администрации

    Главная страница