4.Поняття про атомні електростанції:

Джерелом теплової енергії на АЕС являється ядерний реактор, в якому теплота виділяється як результат ділення ядерного палива. Висока теплотворна здатність ядерного палива дозволяє звести до мінімуму витрати на доставку його на станцію та на його підготовку. Але, в процесі роботи ядерного реактора, в ньому утворюється велика кількість радіоактивних речовин в паливі, конструкційних матеріалах та теплоносії.

Особливості експлуатації АЕС обумовлені специфікою їх технологічної схеми. Технологічно АЕС виконуються по моно або дубль-блочній схемам.

О днією з особливостей сучасних паротурбінних АЕС є їх робота на насиченій та слабоперегрітій парі зі порівняно невисокими тисками пари перед турбіною (6,5 МПа). На сучасних АЕС застосовуються двоконтурні, з реакторами води під тиском (ВВЕР) та одноконтурні, з "киплячими" реакторами (РБМК) теплові схеми. В теплових схемах АЕС відсутні пароохолодники в регенеративних підігрівниках. Проміжний перегрів здійснюється гострою парою, що накладає особливості на розрахунок теплових схем. В одноконтурних АЕС пара радіоактивна, тому особливі вимоги пред'являються до систем подачі пари на ущільнення турбін. Всі інші елементи теплових схем АЕС ідентичні тепловим схемам ТЕС.

Основним елементом атомної електростанції (АЕС) є ядерний реактор, що є джерелом теплової енергії. В атомному реакторі під дією нейтронів здійснюється керована ланцюгова реакція поділу важких ядер (ядерного палива). Розрізняють нукліди, що поділяються (U²³⁵, Рu²³⁹, U²³³) і відтворювані сировинні нукліди (U²³⁸, Тh²³²).

Ядерне паливо поміщають у ядерний реактор в оболонці з матеріалу слабо поглинаючого нейтрони. Така конструкція одержала назву тепловиділяючого елемента (ТВеЛа).

Основними типами атомних реакторів для АЕС є наступні:

• графіто-водяні на теплових нейтронах із графітовим сповільнювачем і водяним теплоносієм;

• водо-водяні на теплових нейтронах, сповільнювачем та теплоносієм є вода;

• швидкі натрієві реактори з натрієвим теплоносієм;

• газоохолоджувані реактори з газовим охолодженням на теплових і швидких нейтронах з теплоносієм гелієм.

Атомні електростанції можуть бути побудовані за одно-, дво- або триконтурною схемами.

Рис. 9. Принципова схема блоку двохконтурної АЕС с водо-водяним реактором.

1 — реактор, 2 — паливо, 3 — регулюючі стержні, 4 — компенсатор тиску

5 — приводи СКЗ, 6 — теплообмінні трубки парогенератора, 7 — головний циркуляційний насос, 8 — циліндр високого тиску турбіни, 9 — циліндр низького тиску турбіни, 10 — генератор, 11 — збудник, 12 — конденсатор, 13 — турбоживильний насос, 14 — регенеративні підігрівачі, 15 – подача води в парогенератор, 16 — герметична оболонка, 17 — система охолодження конденсаторів турбіни,18 — конденсатний насос, 19 — подача пари в парову турбіну,20 — підключення генератора до мережа.

В одноконтурній схемі АЕС пара виробляється безпосередньо в реакторі і направляється в турбіну. У двоконтурних АЕС є контури первинного теплоносія і робочого тіла, які розділені між собою. У триконтурних АЕС є додатковий проміжний контур.

Реактор та пов'язані з ним пристрої. Склад цієї частини визначається типом реактору (ВВЕР або РБМК). Параметрами зв'язку реактора з іншими частинами АЕС являються витрата та параметри теплоносія на вході та виході з нього.

Парова турбіна зі схемою регенеративного підігріву живильної води, проміжної сепарації вологи та проміжного перегріву пари. Схема з ВВЕР містить парогенератор. З наступною частиною вона пов'язана витратою та параметрами пари за турбіною.

Конденсатор та система охолодження води (градирня, ставок-охолодник, трубопроводи та циркуляційні насоси). Ця частина складає низькопотенціальний комплекс (НПК) АЕС.

Рис. 11.Умовна схема одно контурної АЕС дубль-блочної схеми з реактором РБМК:

1 — технологічні канали , 2 — регулюючі стержні, 3 — волога пара,

4— барабан-сепаратор,5 - суха пара, 6 - циркуляційні насоси, 7 — циліндр високого тиску турбіни, 8 — циліндр низького тиску турбіни,

9— електрогенератор, 10 – конденсатор, 11 — теплообмінник конденсатора, 12 — насос охолоджувальної води конденсатора,

13 — графітові сповільнювачі.

Принципова схема блоку АЕС з графіто-водяним канальним реактором приведена на рис.11. Розрізнять контур охолодження активної зони, що включає технологічні канали, в яких розміщені містять ТВЕЛи. До цього контуру відносяться головні циркуляційні насоси (у реакторі РБМК-1000 є 4 насоси) і барабан-сепаратор 4. Пара з барабана-сепаратора 4 направляється в частину високого тиску турбіни 7. З першої ступені турбіни пара надходить у пароперегрівник, а відтіля в частину низького тиску 8 турбіни. Конденсат з конденсатора 10 циркуляційним насосом насосом 6 у барабан , а потім в канали реактора, де нагрівається до кипіння. Пара потрапляє в барабан – сепаратор та цикл повторяється.

Наявність у відпрацьованому паливі радіоактивних речовин, а також різноманітних твердих, рідких та газоподібних радіоактивних відходів потребує вирішення проблеми збору, переробки, очистки, утилізації та збереження таких відходів. Особливу увагу на АЕС приділяють питанням профілактики та раннього знаходження дефектів робочого обладнання, тому більше уваги приділяється контролю за станом металу та зварних з'єднань.

Для всіх АЕС експлуатаційні режими можна розділити на дві групи. До першої групи належать режими нормальної експлуатації: планові пуски та зупинки енергоблоків, стаціонарна робота на різних рівнях потужності, перехідні режими, розхолодження, перевантаження ядерного палива та ін. До другої групи належать аварійні режими експлуатації, які можуть призвести до ушкодження твелів, а також забруднення приміщень станції та оточуючого середовища.

Використання ядерного палива на АЕС має низку техніко-економічних особливостей у порівнянні з ТЕС. У зв'язку з високою теплотворною здатністю ядерного палива на економічні показники не впливає віддаленість АЕС від місць добування та переробки його, що призводить до низь­ких транспортних витрат. Принципово неможливо повне спалювання ядер­ного палива. Твели, що відпрацювали, містять незгорілий уран, знову ство­рений плутоній та інші продукти ділення. До ядерного палива (по фактич­ній вартості) відносяться не тільки речовина, що ділиться, але ж і твели, касети, технологічні канали і т. п. Вартість палива, що загружають в реак­тор, неможливо в той же час віднести на собівартість електроенергії, тому що в активній зоні знаходиться більше палива, і, до того ж, це паливо виго­рає постійно. Характер витрат на виробництво електроенергії і структура її собівартості на АЕС суттєво відрізняються від ТЕС. Так, питомі капітало­вкладення в АЕС вище в 1,5 рази, а паливна складова в собівартості елек­троенергії в 2 рази нижче ніж на ТЕС. На АЕС виробляється не тільки елек­троенергія та теплота, але й отримується нове ядерне паливо.

Для оцінки ефективності АЕС використовують традиційні техніко-економічні показники, що прийняті в теплоенергетиці, в тому числі: собі­вартості відпускаємої електроенергії та теплоти; коефіцієнти корисної дії АЕС, турбоустановки та ін.; питомі витрати теплоти та ядерного палива; питомі капіталовкладення; приведені витрати; штатний коефіцієнт.

Визначення техніко-економічних показників на АЕС має деяку специ­фіку. При розрахунку ККД АЕС замість ККД котельної установки, прий­мається ККД реакторної установки (для одноконтурних АЕС) або ККД реакторної установки та парогенератору (для двоконтурних АЕС). З урахуванням цього для одноконтурної АЕС ККД можна записати у вигляді:

(18.26)

де — ККД реакторної установки; Q_нп — теплове навантаження реактора по парі, кДж/год; Q_р — теплова потужність реактора, кДж/год.

Для двоконтурних АЕС ККД станції має вигляд:

(18.27)

де — ККД реакторної установки; — теплове навантаження реактора по гарячій воді, що передається в парогенератор другого контуру, кДж/год; — ККД трубопроводів першого контуру; — кількість теплоти, що поступає з першого контуру в парогенератор другого контуру, кДж/год; — ККД парогенератора АЕС; — ККД трубопроводів другого контуру АЕС.

При визначенні питомої витрати ядерного палива в реакторах АЕС використовують формулу. Тут кДж/кг — теплота, що виділяється при повному діленні 1 кг ядерного палива з урахуванням утво­рення неподільних ізотопів.

(18.28)

В процесі роботи на АЕС утворюються рідкі, газоподібні, аерозольні та тверді радіоактивні відходи. Тому при експлуатації АЕС ведеться суворий контроль за творенням радіоактивних відходів, а на шляху попадання їх в оточуюче середовище споруджується багатобар'єрна система фільтрів та захисних пристроїв. Твердими відходами є деталі демонтованого, забрудненого радіоактивними речовинами обладнання, відпрацьовані фільтри для очищення повітря, спецодяг, бруд та ін. Радіоактивні води, що скидають з АЕС, переробляються на спеціальних водоочисниках. Газові та аерозольні відходи підлягають очищенню в багатоступеневих фільтрах, витримці в очисних пристроях. Після цього вони викидаються в атмосферу крізь 100…150 метрові труби.

Атомні електростанції відіграють велику роль в енергопостачанні України.