Ленинградская АЭС: устройство и история строительства. Справка. Аэс устройствоУстройство АЭС  / 53 Details Parent Category: Зона отчуждения Category: Наука
Поскольку самого процесса сжигания как такового не происходит, выхлопные газы отсутствуют и, конечно же, нет загрязнения атмосферы двуокисью серы или углерода.
Ядерная «топка» представляет собой активную зону, объемом, меньшим, чем средний объем жилой комнаты в нашем доме. В ней содержится годовой запас ядерного топлива - более 100 т окиси урана в виде таблеток диаметром с наперсток. Около 10 млн этих крошечных таблеток аккуратно размещены в трубках длиной 3,7 м, или топливных стержнях, герметично закрытых для предотвращения утечки радиации. Ядерное топливо, используемое в современных атомных электростанциях, содержит только несколько процентов 235U,) в сравнении с 90 % содержания его в радиоактивном материале, раздробленном в атомном оружии на отдельные субкритические части. В результате вероятность того, что ядерный реактор взорвется наподобие атомной бомбы, отсутствует. Но несмотря на столь низкое содержание ядерного топлива, оно все же потенциально сильное вещество — в одной такой таблетке с массой 14 г выделяется энергии, по количеству равное той, что мы получаем при сжигании 0,6 м3 нефти. Для того чтобы начать и поддерживать цепную реакцию на определенном уровне, топливные стержни надо внедрить в определенное вещество, преимущественно состоящее из легких химических элементов, цель которого состоит в торможении или замедлении» нейтронов, образующихся в результате деления 235U появившись при делении атома урана, эти нейтроны движутся с большой скоростью, но, как это ни странно, они будут более эффективными в плане расщепления других атомов урана в том случае, если сперва затормозятся в активной зоне реактора, столкнувшись с другими атомами легких элементов.
Существуют всевозможные вещества, которые применяют в качестве активной зоны или замедлителя реактора. Три из них применяют наиболее часто: графит (углерод), обычная (легкая) вода или «тяжелая» вода, т. е. вода, в которой водород заменен на дейтерий — более тяжелый изотоп водорода. Рассмотрение устройства активной зоны ядерного реактора, по-видимому, будет чрезмерно насыщено техническими деталями, что выходит за рамки нашей статьи, но оно оказывается чрезвычайно важным для понимания конструкции промышленных атомно-энергетических установок. Ключевыми элементами безопасной работы реактора служат регулирование цепной реакции, охлаждение активной зоны и защита. Реакторы должны проектироваться, изготовляться, работать и подвергаться проверке так, чтобы вероятность отказа любого из этих ключевых элементов была предельно мала, потому что в результате аварии огромное количество радиоактивности попадет в окружающую среду. Проектирование реакторов основано на принципе дублирования, т. е. создания многочисленных параллельных систем с таким расчетом, что если одна система откажет, вторая возьмет на себя ее функции. Это особенно важно для системы охлаждения реактора. Стержни управленияПроцесс в реакторе регулируется путем погружения в активную зону стержней из бора или кадмия, которые стремятся поглотить нейтроны. Посредством непрерывной регулировки стержней, вводя и выводя их из активной зоны, работу реактора можно поддерживать на желаемом уровне. Охлаждение реактораАтомные реакторы применяют для множества различных целей. Физическую научно-исследовательскую лабораторию в большей степени интересует свойство реактора создавать внутри него плотный поток нейтронов. Получаемые нейтроны могут быть использованы для проведения экспериментов в области ядерной физики или для бомбардировки мишеней с целью образования радиоактивных изотопов, также необходимых для исследовательских, медицинских и промышленных нужд. В этом смысле колоссальная энергия, рассеиваемая в виде тепла, представляет собой помеху, которая должна быть устранена с помощью определенных типов систем охлаждения реактора. С другой стороны, когда реакторы используют для получения электричества, продуцируемое ими тепло имеет огромную ценность. Здесь реальным недостатком является нежелательная радиоактивность реактора, в связи с чем последний должен быть тщательно герметизирован и хорошо экранирован. В энергетическом ядерном реакторе огромное количество продуцируемого в активной зоне тепла должно постоянно отводиться в виде водяного пара и поступать на турбины, вращающие электрогенераторы. Это происходит одним из двух способов. В реакторах с активной зоной, или замедлителем, выполненной из графита, избыточное тепло удаляет газ, проходящий сквозь эту зону. С другой стороны, в реакторах, где в качестве замедлителя использована легкая или тяжелая вода, удалять тепло из активной зоны можно принудительной циркуляцией воды. Вне зависимости от того, используется для охлаждения вода или газ, метод теплоотвода обязательно должен быть как адекватным, так и непрерывным, иначе активная зона и топливные контейнеры могут расплавиться и произойдет утечка большого количества радиоактивных веществ. В равной степени важно, чтобы система контроля за интенсивностью теплоотвода была чувствительной и эффективной, и скорость выделения тепла, даже на небольшой период времени, не превышала охлаждающей способности системы теплоотвода. Реактор можно остановить в случае подозрения на недостаточную функцию системы охлаждения, но даже и тогда продолжение охлаждения реактора очень важно, потому что, хотя тепло не выделяется как результат процесса ядерного деления, оно все еще продолжает образовываться из-за остаточной радиоактивности в топливных элементах. Сразу после остановки реактора это количество тепла составляет 5 % от того, которое генерировалось при работе на полную мощность. Поэтому продолжение непрерывного охлаждения ядерного топлива абсолютно необходимо. ЗащитаПоскольку предназначенное для загрузки в реактор само по себе ядерное топливо слабо радиоактивно, обращаться с ним можно без применения экранирования. После того как реактор проработает некоторое время и расщепляющийся материал будет частично использован, активность топлива возрастет приблизительно в 10 раз из-за образования радиоактивных продуктов деления ядер. По этой причине для экранирования продуктов деления требуется очень мощная защита вокруг активной зоны реактора. Вот почему так важно, чтобы герметичное сооружение, изолирующее реактор, не нарушило своей целостности, иначе радиоактивные вещества вырвутся в окружающую среду.
chornobyl.ru Атомные электростанции
Для надзором за безопасностью таких станций разработаны различные правила и положения, которые родились исходя из предыдущего опыта, ошибок персонала, серьезных аварий. Тем не менее, аварии на атомных электростанциях не исключены и в дальнейшем. В чем же основной риск от использования атомных электростанций? Устройство АЭСУстройство АЭС довольно простое. Проходящая по контуру вода нагревается до температуры пара с помощью ядерного реактора. Пар заставляет вращаться турбины генератора. Затем пар охлаждается водой из водохранилища и снова поступает в реактор. Принцип легко понять из картинки ниже.
Разные типы АЭС отличаются количеством контуров теплоносителя, его составом; типом реактора, охладителя – но основной принцип один и тот-же – как в чайнике со свистком, или в самогонном аппарате. Преимущества АЭС— незначительные выбросы вредных веществ при нормальной работе электростанции. Если ТЭЦ выбрасывает вокруг себя сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды, золу, то на АЭС их практически нет. Упростить сбор твердых бытовых отходов и улучшить внешний вид улиц города поможет контейнер для мусора 8 кубов. — вода, охлаждающая турбины используется для нужд отопления и горячего водоснабжения близлежащих городов. Чего бояться?В наше время, чтобы выбрать и купить квартиру, необходимо учитывать еще и её удаленность от атомных электростанций. Итак, основные проблемы АЭС: Первая проблема — тепловое загрязнение. Современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.)
Вторая проблема — хранение и утилизация отработанного ядерного топлива. Третья проблема — ликвидация АЭС после выработки ресурса, она может составить до 20% от стоимости их строительства. Да и захочет ли государство ликвидировать АЭС – будут тянуть до последнего. Четвертая проблема — тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной аварии. Из 3-ей проблемы может вырасти 4-я – так что самая большая проблема, это авария. Из-за каких причин может произойти авария на АЭС? Посмотрим статистику:
Поделитесь с друзьямиgiesgrat.ru Устройство противоаварийной защиты атомных электростанций
Реакторный блок размещен внутри замкнутого герметичного сооружения, рассчитанного на заданное давление продуктов взрыва, исключающее их прорыв в атмосферу. Устройство снабжено двумя сообщающимися между собой понизу шахтами, постоянно заполненными водой. Основная шахта свободно сообщается с внутренним объемом реакторного блока и расположена непосредственно под ним, причем нижняя часть ее служит приямком для захоронения аварийного реактора. Вторая шахта расположена в удалении от основной, заглушена сверху и свободно сообщается понизу с основной шахтой наклонным от нее каналом. Конструкции креплений реактора к блоку оснащены управляемыми устройствами для разрушения этих креплений перед сбросом аварийного реактора в приямок основной шахты. Техническим результатом является повышение защищенности окружающей среды от радиоактивных выбросов при непредвиденных взрывах ядерной энергоустановки, локализация распространения продуктов взрыва пределами реакторного блока и самого устройства, захоронение аварийного реактора вне пределов блока и обеспечение возможности начала восстановительных работ в сроки, не зависящие от времени распада ядерного горючего. 1 ил. Заявляемое устройство противоаварийной защиты предназначено для применения на атомных электростанциях, а также на объектах, использующих действующие ядерные реакторы в промышленных, научных или учебных целях. Известные устройства противоаварийной защиты АЭС включают в себя: - ядерный блок с размещенными в нем: реактором, оборудованием первого контура, системами аварийного охлаждения энергоустановки, очистки воздуха и воды от радиоактивных частиц, обеспечивающими в целом защиту от ионизирующих излучений из активной зоны; - герметичную защитную оболочку, размещаемую над реакторным блоком, обеспечивающую по своему объему и прочности локализацию радиоактивных выбросов в пределах ее объема и предотвращение их прорыва в атмосферу при аварии атомной установки. А также защиту реакторного блока от падающих предметов. Возможные решения по защите зарубежных АЭС представлены в работах [1 - 3]. Наиболее близким к заявляемому устройству аналогом можно считать решение по одной из отечественных АЭС с ректором типа ВВЭР - 1000, приведенное в работе [2] гл. 6, рис. 6.11. Оно представляет собой сочетание реакторного блока с возведенной над ним защитной оболочкой. Собственно реакторный блок решен в виде железобетонного сооружения, разделенного внутри на отдельные камеры для размещения реактора и другого оборудования первого контура и систем аварийного охлаждения реактора. Защитная железобетонная оболочка рассчитана на внутреннее давление около 0,4 - 0,45 МПа, имеет толщину порядка 1-1,5 м. Внутренний объем оболочки составляет 50- 60 тыс. куб. м. Данное решение обладает следующими недостатками: 1. Все ограждающие конструкции реакторного блока и защитной оболочки рассчитаны на строго фиксированные нагрузки, соответствующие распространению продуктов взрыва в пределах внутренних объемов реакторного блока и пространства под защитной оболочкой, что при катастрофическом развитии аварии и выходе нагрузок за пределы расчетных не гарантирует исключения выбросов радиоактивных веществ в окружающих среду. Не исключается также нарушение герметичности защитной оболочки при падении на нее сверхрасчетных предметов, или при разлете обломков конструкций, или оборудования при непредвиденных взрывах в ядерном реакторе. 2. При возможном разрушении реактора решение не обеспечивает надежность защиты от ионизирующих излучений из активной зоны реактора и возможности начала восстановительных работ до окончания распада ядерного горючего или до удаления его из реакторного блока. Задачей, решаемой заявляемым устройством, является повышение защищенности окружающей среды от радиоактивных выбросов при непредвиденных взрывах ядерной энергоустановки, локализация распространения продуктов взрыва пределами внутренних объемов реакторного блока и самого устройства, надежное захоронение аварийного реактора вне пределов реакторного блока в любой момент аварии и обеспечение возможности восстановительных работ в реакторном блоке в сроки, не зависящие от продолжительности периода распада ядерного горючего. Поставленная задача решается путем возведения ядерного блока в виде замкнутого герметичного сооружения, рассчитанного на заданное давление продуктов взрыва и исключающего их прорыв в окружающую атмосферу, снабженного двумя взаимоудаленными шахтами, заполненными постоянно водой до расчетного уровня, одна из которых - основная размещена непосредственно под реакторным блоком по оси реактора и свободно сообщается с ним в своей устьевой части, при этом нижняя часть основной шихты выполнена в виде приямка для улавливания и захоронения аварийного реактора; вторая шахта - демпфирующая удалена от основной, заглушена сверху и соединена понизу с основной шахтой сквозным наклонным от нее каналом, примыкающим к ней выше улавливающего приямка, оборудована водобойными устройствами и системой изменения давления воздуха в верхней части шахты; при этом конструкции крепления реактора к несущим элементам реакторного блока снабжены управляемыми устройствами, обеспечивающими разрушение этих креплений и свободный сброс аварийного реактора в приямок основной шахты. Тем самым обеспечивается снижение нагрузок на конструкции реакторного блока за счет вовлечения в гашение энергии аварийного взрыва разогнанной им массы воды, находящейся в устройстве, подъема волы и сжатия воздуха в верхней части демпфирующей шахты, а также саморегулирующегося /с ростом давления/ увеличения объема пространства распространения продуктов взрыва в верхней части основной шахты. Вместе с тем разрушаемые по сигналу устройства крепления реактора к реакторному блоку и улавливающий приямок в основной шахте обеспечивают при катастрофическом развитии аварии быстрое освобождение реактора от узлов крепления, его свободное падение и захоронение под толщей воды в приямке основной шахты. Заявляемое устройство показано на чертеже и включает в себя: вертикальную шахту 1, расположенную непосредственно под реактором 2 и реакторным блоком 3, свободно сообщающуюся с реакторным блоком 3 в своей устьевой части и заполненную постоянно водой до расчетного уровня; демпфирующую шахту 4, свободно сообщающуюся в нижней своей части с шахтой 1, наклонным от нее каналом 5, также заполненную водой, перекрытую в верхней части глухой преградой 6; улавливающий приямок 7 с амортизирующим песчаной подушкой 8, являющийся нижней частью шахты 1, расположенный ниже устья канала 5, водобойное устройство 9, систему 10 подвески реактора или его крепления к конструкциям реакторного блока с элементами подрыва 11, систему 12 регулирования давления воздуха в шахте 4, подключаемую к системе фильтровентиляции 13 АЭС; пороховые аккумуляторы давления, устанавливаемые в шахте 4, а также систему 15 очистки воды в шахтах 1 и 4 и ее охлаждения, подключенную к соответствующим системам АЭС. Работа заявляемого устройства осуществляется следующим образом. В повседневных условиях шахты 1 и 4, канал 5 и приямок 7 постоянно заполнены водой до расчетного уровня. При аварийном прорыве первого контура реактора 2 и быстром испарении находящейся в нем воды, пар и продукты взрыва в первый момент времени оказываются локализованными в газовом пространстве реакторного блока 3 и части объема шахты 1, лежащей выше уровня воды в ней. Энергия взрыва будет действовать на внутренние поверхности реакторного блока 3 и верхней части шахты 1, а также на поверхность воды в ней. Под ее воздействием вся вода, находящаяся в шахте 1 выше порога канала 5, в канале и в шахте 4 приходит в движение, достигая определенной скорости, зависящей от давления продуктов взрыва на поверхность воды в шахте 1, суммарной протяженности и массы столба воды в верхней части шахты 1, канале 5 и шахте 4, а также от длины воздушного участка шахты 4. Кинетическая энергия разогнанной массы воды теряется за счет путевых потерь в шахтах 1, 4 и в канале 5, местных потерь на углах поворота, а также в водобойных устройствах 9. Остальная энергия преобразуется в потенциальную энергию поднимающегося в шахте 4 столба воды и энергию сжимаемого воздуха в верхней части шахты 4. Понижение уровня воды в шахте 1 сопровождается увеличением объема пространства распространения продуктов взрыва и, как следствие этого, уменьшением давления на внутренние поверхности и конструкции реакторного блока 3. В какой-то момент времени наступает равновесие, при котором давление воздуха в шахте 4 и гидростатическое давление поднятого в ней столба воды компенсируют давление продуктов взрыва на поверхность воды в шахте 1 при самом ее уровне. В этот момент может быть произведен сброс давления воздуха в верхней части шахты 4 с помощью системы 12. Сброс может быть произведен в атмосферу, т.к. радиоактивное загрязнение воздуха в газовом пространстве шахты 4 будет исключено, если расчетная высота подъема уровня воды в шахте 4 будет меньше начального возвышения уровня воды в шахте 1 над отметкой примыкания канала 5 к шахте 4. В последующем, по мере конденсации пара в реакторном блоке 3 и газовом пространстве шахты 1, давление на поверхности воды в ней будет снижаться. Через какой-то промежуток времени уровень в ней достигнет первоначального /до аварии/ значения и начнет превышать его. Такой колебательный процесс будет продолжаться до окончания конденсации пара в реакторном блоке и в шахте 1. Затуханию колебаний уровня воды будут способствовать путевые и местные сопротивления, устройства 9, а также разрежение воздуха в шахте 4 при возвратном движении воды из шахты 4 в шахту 1. В начале аварии при недостаточной эффективности системы аварийного охлаждения реактора устройство обеспечивает возможность затопления реакторного блока 3 водой из шахты 1 путем подачи в верхнюю часть шахты 4 воздуха необходимого давления через систему 12 или путем подрыва пороховых аккумуляторов давления 14, устанавливаемых в шахте 4. В наиболее критических ситуациях, когда реактору угрожает полное разрушение или расплав активной зоны, производится "отстрел" самого реактора путем разрушения системы 10 крепления реактора с помощью элементов 11 со сбросом реактора в приямок 7. В этом случае автоматически обеспечивается охлаждение сброшенного реактора за счет нагрева воды в шахте 1 и приямке 7 и локализация излучений из активной зоны реактора в их объемах. По мере спада давления в реакторном блоке и газовом пространстве шахты 1 до допускаемого для фильтрующей системы 13 уровня может быть начата фильтрация воздуха и паров из газового пространства реакторного блока и, при необходимости, из шахты 4. Использование для гашения энергии взрыва значительных масс воды обеспечивает готовность устройства к защите окружающей среды при последующих непредсказуемых взрывах даже в период той же аварии. Заявляемое устройство может быть использовано для значительного повышения противоаварийной защиты АЭС и экологической защищенности окружающей среды при возможных авариях атомных энергоустановок. Устройство позволяет обеспечить: - существенно большую прочность и герметичность ограждающих конструкций возможного пространства распространения продуктов взрыва в сравнении с наземными защитными оболочками за счет размещения этого пространства в подземных элементах устройства, обладающих существенно большей способностью к восприятию даже запредельных нагрузок и, тем самым, значительно снизить вероятность радиоактивного загрязнения окружающей среды при авариях на автономных энергоустановках; - надежное захоронение аварийного реактора в процессе аварии под любой необходимой толщей воды, находящейся в устройстве, на весь период распада ядерного топлива, а также возможность начала и осуществления восстановительных работ в реакторном блоке в сжатые сроки при исключении необходимости возведения дорогостоящего "саркофага" над аварийной установкой; - возможность многократного использования устройства при повторных взрывах в ходе той же аварии или при последующей аварии восстановленного реактора. Источники информации 1. А. Н. Комаровский. "Строительство ядерных установок", М., Атомиздат, 1969. 2. Т.Х.Маргулова. "Атомные электростанции", М., Энергоиздат, 1984. 3. Ю.В.Котов и др. "Оборудование атомных электростанций", М., Машиностроение, 1982.Формула изобретения Устройство противоаварийной защиты атомных электростанций, включающее реакторный блок с установленными в нем атомным реактором и оборудованием первого контура, системами аварийного охлаждения установки, фильтрации и очистки воды, отличающееся тем, что реакторный блок решен в виде замкнутого герметичного сооружения, рассчитанного на заданное давление продуктов взрыва и исключающего их прорыв в атмосферу, снабженного двумя взаимно удаленными постоянно заполненными водой до расчетного уровня шахтами, одна из которых - основная - размещена по оси реактора непосредственно под реакторным блоком, свободно сообщается с ним в своей устьевой части и подключена к системам очистки и фильтровентиляции АЭС, при этом нижняя часть основной шахты выполнена в виде приямка для улавливания и захоронения аварийного реактора, вторая шахта - демпфирующая - удалена от основной, заглушена сверху, соединена понизу с основной шахтой сквозным наклонным от нее каналом, примыкающим к ней выше улавливающего приямка, оборудована энергоемкими водобойными устройствами, системой измерения давления воздуха в верхней части шахты и подключена к системам фильтровентиляции и водоочистки АЭС, при этом конструкции крепления реактора к элементам ядерного блока снабжены управляемыми устройствами, разрушающими эти крепления.РИСУНКИ Рисунок 1www.findpatent.ru Устройство и функционирование АЭС. Технологические схемы производства электроэнергии на АЭС.АЭС — это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Возможность использования ядерного топлива, в основном 235 U в качестве источника теплоты связана с образованием цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235U при «бомбардировке» их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235U, содержание которого в природном уране составляет 0,714%; основная масса урана — изотоп 238U (99,28%). Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют ТВЭ-лами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую подвергают тщательной очистке. Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора. При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит. В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего — плутония; таким образом может быть использована большая часть 238U. На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов: РБМК (реактор большой мощности, канальный) — реактор на тепловых нейтронах, водографитовый; ВВЭР (водо - водяной энергетический реактор) — реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа; БН (быстрые нейтроны) — реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. Единичная мощность ядерных энергоблоков достигает 1500 МВт. АЭС работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500—7000 ч/год.
На рис. 4.19 в качестве примера представлена двухконтурная схема АЭС для электростанций с реакторами ВВЭР. Видно, что эта схема близка к схеме КЭС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка. Рис. 4.19. 1— реактор; 2— парогенератор; 3—турбина; 4— генератор; 5— трансформатор; 6 — конденсатор турбины; 7 —конденсационный (питательный) насос; 8— главный циркуляционный насос АЭС, так же как и КЭС, строятся по блочному принципу как тепломеханической, так и в электрической части. Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью (1кг 235U заменяет 2900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективны в районах, бедных топливными ресурсами, например в европейской части России. АЭС выгодно оснащать энергоблоками большой мощности. Тогда по своим технико-экономическим показателям они не уступают КЭС, а в ряде случаев и превосходят их. В настоящее время разработаны реакторы электрической мощностью 440 и 1000 МВт типа ВВЭР, а также 1000 и 1500 МВт типа РБМК. При этом энергоблоки формируются следующим образом: реактор сочетается с Двумя турбоагрегатами (реактор ВВЭР-440 и два турбоагрегата по 220 МВт, реактор ВВЭР-1000 и два турбоагрегата по 500 МВт, реактор РБМК-1500 и два турбоагрегата по 750 МВт) или с турбоагрегатом одинаковой мощности (реактор 1000 МВт и турбоагрегат 1000 МВт единичной мощности).
Рис. 4.20. а — принцип выполнения активной зоны реактора; б— технологическая схема: 1—7— аналогичны указанным на рис. 4.19; 8—теплообменник натриевых контуров; 9— насос нерадиоактивного натрия; 10— насос радиоактивного натрия Схема АЭС с реактором БН трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором является нерадиоакгивный натрий. Рабочим телом третьего контура является вода и водяной пар. АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу. Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей. Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование систем безопасности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона. infopedia.su ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ АЭС9 ГЛАВА 1. ОПИСАНИЕ ПРИНЦИПИАЛЬНЫХ СХЕМ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ 1.1. СХЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР На современных АЭС с ВВЭР приняты двухконтурные схемы с гене- рацией насыщенного или слабоперегретого пара, с сепарацией и промежу- точным перегревом пара перед турбиной. Уровень давления генерируемо- го в парогенераторе пара обусловливается допустимым нагревом теплоно- сителя в реакторе и составляет 6…7 МПа. Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяюще- гося в реакторе, и передачи его второму контуру в парогенераторе. В состав первого контура, кроме реактора, парогенераторов, главных циркуляцион- ных насосов (ГЦН) и главных циркуляционных трубопроводов: входят сис- тема компенсации давления и система очистки первого контура, работаю- щая при давлении первого контура. Для работы первого контура предусмат- риваются обслуживающие системы: подпитки и очистки контура, газовых сдувок, организованных протечек и дренажа спецводоочистки и др. Технический контроль параметров состояния оборудования и трубо- проводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нару- шении в работе первого контура, а также других контуров и систем уста- новки осуществляется системой контроля, управления и защиты. В состав главного циркуляционного контура установки ВВЭР-1000 (рис. 1.1) входят реактор ВВЭР и четыре циркуляционных петли, состоя- щие из парогенератора ПГВ-1000, ГЦН и главных циркуляционных трубо- проводов Ду850, соединяющих оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322 °С. Расход воды через реактор 15800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор. Система компенсации давления теплоносителя – автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью вы- равнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, воз- никающих за счет теплового расширения. В атомных энергетических уста- новках применяются следующие системы компенсации: паровая с элек- тронагревателями, паровая с генерацией пара твэлами, газовая, парогазо- вая. Типовая система компенсации давления в установках с реакторами cdot-nntu.ru Ленинградская АЭС: устройство и история строительства. Справка13:2322.05.2008 (обновлено: 19:47 25.07.2008) 57300 21 мая в ряде интернет-изданий появились сообщения о якобы происшедшем на ЛАЭС выбросе радиоактивных веществ и готовящейся эвакуации жителей города. Эта информация была официально опровергнута. 21 мая в ряде интернет-изданий появились сообщения о якобы происшедшем на Ленинградской АЭС выбросе радиоактивных элементов в воздух и готовящейся массовой эвакуации жителей Соснового Бора. Эта информация была официально опровергнута. Прокуратура Соснового Бора приступила к поискам источника дезинформации. Эксперты не исключают, что ложная информация была вброшена в интенет-СМИ намеренно. Ленинградская АЭС расположена в 80 км западнее города Санкт‑Петербурга на побережье Финского залива в городе Сосновый Бор. Общая площадь, занимаемая Ленинградской АЭС, - 454 га. Станция строилась с 1967 по 1981 годы. Она включает в себя четыре энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый. Первый блок введен в эксплуатацию в 1973 году, четвертый ‑ в 1981 году. В каждом энергоблоке находятся реактор РБМК с контуром циркуляции и вспомогательными системами, две турбоустановки типа К‑500‑65/3000 с паровым и конденсатно‑питательным трактом, два генератора типа ТВВ‑500‑2. В настоящий момент срок эксплуатации энергоблоков номер 1 и 2 продлен на 15 лет. Продление сроков эксплуатации энергоблоков второго поколения ‑ 3‑го и 4‑го блоков - планируется на 20 лет. На Ленинградской АЭС установлены водо‑графитовые реакторы РБМК‑1000 канального типа на тепловых нейтронах. Реактор размещается в шахте на опорной конструкции и окружен биологической защитой ‑ верхней, нижней и боковой. Реакторное пространство заполнено колоннами из графитовых блоков, в центральных отверстиях которых установлены технологические каналы (ТК) и каналы системы управления и защиты (СУЗ). Топливом для РБМК является двуокись урана с начальным обогащением по урану‑235 - 2,6%. Загрузка реактора ураном - 190 т. С января 2001 г. ЛАЭС приступила к экспериментальной загрузке опытной партии топливных кассет с обогащением по урану‑235 - 2,8% и содержанием выгорающего эрбиевого поглотителя. Это позволит в дальнейшем при переходе на это топливо увеличить глубину выгорания по отношению к топливу с обогащением 2,6 % и получить дополнительный экономический эффект. Электроэнергия ЛАЭС через распределительные устройства по линиям электропередач напряжением 330 и 750 кВ поступает в систему Ленэнерго и РАО ЕЭС России. В системе Ленэнерго ЛАЭС обеспечивает около 50% энергопотребления области. Проектная годовая выработка электроэнергии на АЭС ‑ 28 млрд. кВт·ч. На собственные нужды потребляется 8,0 - 8,5 % от выработанной электроэнергии. За 2007 год Ленинградская АЭС выработала 24 млрд 633 млн кВтч электроэнергии. План на 2008 год составляет 29,4 млрд кВтч. С 1 апреля 2002 года ЛАЭС вошла в качестве филиала в состав Государственного предприятия «Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (концерн «Росэнергоатом»). С 18 мая 2008 года на одном из турбогенераторов четвертого энергоблока ЛАЭС был произведен краткосрочный ремонт. 21 мая энергоблок был снова включен в сеть. Материал подготовлен на основе информации открытых источников Все справки>> ria.ru Основное оборудование для АЭС, поставка оборудования для АЭС, изготовление оборудования для АЭС, Проектирование оборудования для АЭСГлавная страница » Оборудование для АЭС
Что такое АЭС? Атомная электростанция – это оборудование, различные устройства и системы, замкнутые в один комплекс для производства электроэнергии. Источником является уран -235. Первая АЭС в мире была запущена в 1954г. недалеко от поселка Обнинск Калужской области. Именно она дала начало для дальнейшего развития и запуска Сибирской АЭС в 1958г. Сегодня в России 10 действующих АЭС, а всего в мире 192.
Виды АЭС Атомные электростанции различаются в зависимости от типа реактора: • 1-контурные – это реактор типа РБМК-1000, состоит из двух турбин и двух генераторов, объединенных в один блок; • 2- контурные – это водо –водяной реактор, состоящий из двух блоков, в один подаётся вода для нагрева, а во втором блоке расположены конденсационная труба и турбины с радиаторами; • 3-контурные – это реакторы на быстрых нейронах с натриевым теплоносителем, в третий блок размещают радиоактивный натрий.
Преимущества и недостатки АЭС Атомные электростанции имеют ряд преимуществ: • полная независимость от источников добычи топлива, так как очень низкий расход и недорогая перевозка; • экологичность — выбросы газов происходят в очень редких случаях, а кислород АЭС не сжигает. К основным недостаткам можно отнести два фактора: • большое расходование технической воды для охлаждения реактора, но в современных АЭС этот недостаток исправлен с помощью замкнутой системой охлаждения; • тяжелые последствия в случае возникновения аварии.
Основное оборудование для АЭС Любая атомная электростанция не зависимо от типа состоит из: теплотехнического оборудования и трубопроводов, которые его соединяют. К теплотехническому оборудованию относят: • реакторная установка; • парогенераторная установка; • турбогенераторная установка; • конденсационная установка; • конденсата-питательный тракт; Все это оборудование соединяется трубопроводами и образует единый организм, который должен работать без ошибок, так даже малейший сбой может привести к катастрофе. Поэтому к контролю оборудования в процессе производства предъявляются особые требования. Как и вся деятельность по производству, эксплуатации, утилизации оборудования для АЭС жестко регламентируется различными стандартами, нормативами и другими нормами. Например, контроль сварных швов осуществляется в строгом соответствии с ПНАЭГ-10-032-92. Изготовление высококачественного оборудования для АЭС — это сложная задача, требующая глубоких знаний от специалистов разных областей. Безопасность АЭС – это основная задача, которая стоит на всех этапах производства оборудования от проектирования до установки. Именно поэтому очень важно при проектировании различных узлов и оборудования АЭС точность в расчетах и исключение любого брака. Справиться с этой задачей помогают современные системы автоматизированного проектирования.
Проектирование оборудования для АЭС Проектирование оборудования для предприятий с непрерывным циклом работы – это наукоемкий и технически сложный процесс. И здесь на помощь приходят САПР 3D моделирования. Одна из особенностей проектирования объектов атомной энергетики – это задействование в процессе многих специалистов, так как количество изделий может достигать тысячи. В связи с чем при проектировании таких объектов часто используют множество различных программ и баз данных. Затем все результаты объединяются в одну модель. Из-за сложности всего процесса проектирования даже при 3D моделировании бывают ошибки, поэтому для проектирования оборудования для российских станций применяется 4D проектирование. То есть модели создаются не только в пространстве, но и во времени. А будущее за 6D проектированием, которое реализует такие операции как: поставку оборудования, управление персоналом и сроки создания типового оборудования или блока. Соответственно, такое моделирование напрямую приводит к качественной конструкторской документации. Без помощи автоматизированных систем проектирования создать безопасное оборудование для АЭС практически невозможно. Так как они помогают просчитать количество сварочных швов и все возможные нагрузки, что позволяет избежать непоправимых ошибок при запуске и эксплуатации.
Похожие записи: vys-tech.ru |
|
||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||
|
Людям необходима дешевая электроэнергия — и чем дешевле, тем лучше. Поэтому они никогда не откажутся от такого источника получения энергии, как с помощью АЭС. Сейчас в мире действует 441 ядерный реактор, и это всего лишь за полвека. Понятно, что количество ядерных реакторов производящих энергию, будет активно увеличиваться.
Итак, это в основном технические ошибки персонала, либо эксперименты, в результате которых нарушается нормальная работа реактора. Значит прежде всего бояться нужно людей, которые имеют недостаточную подготовку для правильной эксплуатации АЭС. Сейчас система защиты в АЭС довольно значительная – три дублирующие системы безопасности, 4 герметичных барьера безопасности. Но сможет ли АЭС быть защищена от управляющего ею «дурака»? Судя по таблице – это большой вопрос.
Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной.
Перспективными являются АЗС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рис. 4.20. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из 238U, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний 239Рu, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.
