63.Тепловые эл.Станции. Классификация тэс. Потребление эл.Энергии и тепла.

ТЭС(тепловые эл.станции) предназначены для выработки и отпуска тепловой и эл.энергии. Подразделяются на: ТЭЦ(тепло электро централь)-выраб. и отпускает тепловую энергию в виде перегретого пара и воды;и эл-ю энергию, снимаемую с генератора турбины. КЭС(конденсац.эл.станции)- предназнач.для выработки только электрич.энергии.

64 Ресурсы потребляемые на аэс, её продукты и отходы производства.

Я дерное горючее получают из природного урана, который добывается в шахтах или карьерах, или способом подземного выщелачивания. Природный газ- смесь неделящегося изотопа урана U238 и делящегося изотопа U235, который в свою очередь и представляет собой ядерное горючее. Для работы реактора АЭС требуется обогащение урана. Для этого он направляется обогатительный завод. И в дальнейшем он может использоваться в работе энергетического реактора.

Обогатительный уран(диоксид урана) направляется на завод изготовления твэлов. Из диоксида урана изготавливают цилиндрические таблетки диаметром от 9-10мм. и высотой от 15-30 мм. Твэлы собираются в сборке по несколько сотен. ТВС- тепло выделяющаяся сборка. Дальнейшие процессы “горения” (расщепления) ядер урана с образованием осколков деления радиоактивных газов, распуханием таблеток происходит внутри трубки твэла. После постепенного расщепления U235 и уменьшения его концентрации 1,26%, когда мощность реактора снижается ТВС извлекают из реактора, хранят в бассейне выдержки, а затем направляют на радиохимический завод для переработки. На АЭС добиться 100% расчленения ядер горючего невозможно , невозможно и оценивать КПД АЭС с помощью удельного расхода условного топлива. АЭС не потребляет кислород для потребления топлива. Радиоактивный фон вблизи АЭС существенно ниже чем у ТЭС. Полезным продуктом работы АЭС служит электроэнергия. Эффективность энергоблока АЭС оценивается через КПД нетто: Nнетто=Э/Q Э- энергия вырабатываемая за некоторый период; Q- энергия выделяемая в реакторе. Недостатки АЭС: отходы

65. Представления о ядерных реакторах различного типа. На тепловых (медленных) нейтронах при делении ядра выделяется 2-3 нейтрона и осколки деления. Чем выше стацион. уровень числа существующих электронов, тем больше мощность реактора, и наоборот. Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми(иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). В качестве замедлителей используется вода, графитовая кладка, графитовые стержни и т.д., которые окружают ТВЭЛы. Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. Мощность реактора изменяют при помощи стержней управления регулирования и защиты(СУЗ). Реактор окружается биолог. защитой (кладка) из тяжёлого бетона. Количество сущ-щих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, кот. Разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок ТВЭЛов. Для снятия тепла в реактор подаётся теплоноситель, нагрев которого и представляет собой цель работы ядерного реактора. Практически вся атомная энергетика базир-ся на корпусных реакторах. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением: ВВЭР(водо-водяной энергетич. реактор). Корпусные реакторы выполняются кипящего типа: ВWR(кипящий водяной реактор). В качестве альтернативы выдел-ют канальные реакторы: РБМК. Этот реактор представляет собой кладку с многочисленными каналами, в каждой из которых вставляется реактор небольшого размера. Замедлитель – гранит, теплоноситель – вода.

66. Сравнение реакторов ВВЭР и РБМК. В России работает 14 реакторов ВВЭР общей мощностью 10640 МВт и 11 реакторов типа РБМК мощностью 11000 МВт. Главные преимущества реакторов ВВЭР в их большей безопасности. Это опр-ся 3-мя причинами: 1. Этот реактор не имеет положительных обратных связей, т.е. в случае потери теплоносителя и потери охлаждения активной зоны цепная реакция горения ядерного топлива затухает. 2. Активная зона реактора ВВЭР не содержит графита , к-ого в активной зоне РБМК содержится около 2000 т. 3. Реактор ВВЭР имеет защитную оболочку не допускающую выхода радиоактивности за пределы АЭС даже при разрушении корпуса реактора. Единый защитный колпак РБМК невозможно выполнить из-за большой разветвленности труб реакторного контура. Недостатки: Корпус ВВЭР имеет гигантские размеры, а изготовление его весьма трудоемко, его размеры ограничены достижением предельного состояния прочности. Габариты корпуса ВВЭР ограничены требованиями ж/д перевозки. Все это приводит к тому, что для ВВЭР имеется некоторая предельная мощность обусловленная размерами корпуса. Повышение единой мощности реакторов очень важно, т.к. стоимость строительства АЭС весьма высока и превышает 1100$ за 1 кВт повышения единичной мощности, т.к. укрупняются такие эл-ты как: главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенераторы, паровая турбина удешевляется стоимость водоподготовки и автоматики. Для РБМК мощность может увеличиваться путем увеличения числа параллельных технологических каналов графитовой кладки.

67. Технологические схемы производства электрической энергии с реакторами ВВЭР и РБМК. Реакторы ВВЭР используют для строительства двухконтурных АЭС. 1-ый контур расположен в реакторном отделении, он включает в себя реактор ВВЭР, через который с помощью ГЦН прокачивается вода под давлением 160 атм. На входе в реактор t=289C на выходе t=322С при давлении 160 атм. Вода закипает только при 346С из ядерного реактора вода поступает в парогенератор с t=322С. Парогенератор – это горизонтальный цилиндрический сосуд, который частично заполнен водой 2-ого контура, под водой имеется паровое пространство, в воду погружены многочисленные трубы парогенератора, в который поступает вода из ядерного реактора. С помощью питательного насоса (ПН) и соответствующего отбора турбины в парогенераторе создается давление существенно меньше, чем в 1-ом контуре, поэтому уже при нагреве до 275С вода в парогенераторе закипает. Т.о. образующийся пар влажный, влажность порядка 0,5%. Этот пар направляется в ЦВД (цилиндр высокого давления) здесь он расширяется до давления в МПа, влажность достигает 10-12%. В результате это приводит к коррозии паровой турбины. Потом пар направляется в сепаратор пароперегревателя, в сепараторе от пара отделяется влага, а пар затем поступает в пароперегреватель, где его параметры доводятся до 10 атм. и t=250C. Т.о. пар на выходе из СП.П. явл-ся перегретым. Эти параметры выбраны такими, чтобы исключить эрозию лопаток в цилиндр низкого давления (ЦНД).