По роду замедлителя
· С (графит, см. графито-газовый реактор, графито-водный реактор)
· H2O (вода, см. легководный реактор, водо-водяной реактор)
· D2O (тяжёлая вода, см. тяжеловодный ядерный реактор)
· Be, BeO
· Гидриды металлов
· Без замедлителя (см. реактор на быстрых нейтронах)
По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов».
Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.
Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.
На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней – система аварийной защиты.
Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.
Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.
Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его останова. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора
Твэл – тепловыделяющий элемент – топливное устройство в ядерных реакторах.
АЭС – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.
Возможность использования ядерного топлива, в основном 35U, 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 достигла 1500 МВт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.
Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной.
На рисунке 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. 22. Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа ВВЭР: 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 в 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.
Перспективными являются АЭС 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. 23. 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 239Ри, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.
а б
Рис. 23. Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН: а — принцип выполнения активной зоны реактора; б— технологическая схема: 1—7— аналогичны указанным на рис. 4.20; 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 нерадиоактивный 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.
По данным Росэнергоатома, в ближайшей перспективе будет наблюдаться дальнейшее развитие атомной энергетики как по мощности АЭС, так и количеству вырабатываемой электрической энергии на АЭС России.
Циклы АЭС и их эффективность
Как уже отмечалось, на АЭС ядерный тепловой двигатель состоит из реактора, являющегося источником теплоты (подобно паровому котлу или камере сгорания), и соответственно паро- или газотурбинной установки, где эта теплота превращается в механическую работу. Поэтому теоретические циклы ядерных тепловых двигателей подобны рассмотренным выше циклам паротурбинных и газотурбинных двигателей и к ним применимы те же оценочные критерии. Однако существуют и некоторые особенности:
1) возможность широко изменять тепловую мощность реактора;
2) ограниченность ее максимальной величины термостойкостью оболочек твэлов (сплавы из А1 и Mg — до 450 °С, нержавеющая сталь — до 600 °С, другие материалы — до 1000 °С) и термостойкостью ядерного топлива (металлический уран — до 600 °С, двуокись урана UO2 — 2760 °С);
3) небольшая доля топливной составляющей в балансе стоимости вырабатываемой энергии (10—15% против 50—60% на ТЭС), которая при воспроизводстве ядерного топлива становится совсем ничтожной;
4) последнее обстоятельство предъявляет к АЭС не только требование высокого термического КПД цикла, но и максимальной единичной мощности, позволяющей снизить капиталовложения в строительство электростанций и энергосиловых установок судов.
Гидроэлектроста́нция (ГЭС) – электростанция, в качестве источника энергии использующая энергию водного потока. Гидроэлектростанции обычно строят на реках, сооружая плотины и водохранилища.
Для эффективного производства электроэнергии на ГЭС необходимы два основных фактора: гарантированная обеспеченность водой круглый год и возможно большие уклоны реки, благоприятствуют гидростроительству каньонобразные виды рельефа.
Дата добавления: 2015-08-11; просмотров: 823;