Пособие АЭС Зорин

Контрольные вопросы и задания

1.В чем заключается свойство экономичности? Что понимается под затратами на выпускаемую продукцию?

2.Почему при исследованиях АЭС (или другого промышленного объекта) используется критерий оптимальности — дисконтированные (приведенные) затраты?

3.Какова роль нормы дисконтирования (или коэффициента эффективности капиталовложений) при решении задач оптимизации АЭС?

4.Проинтегрируйте уравнение (3.6) от года начала строительства τ до года

с

окончания эксплуатации τ при условии постоянства интенсивностей капитало-

э

вложений и эксплуатационных расходов. Сформулируйте условия, при которых результат может быть получен в виде (3.7).

5.Что такое локальная задача оптимизации? Что может быть критерием оптимальности в таких задачах?

6.Что может позволить при проектировании АЭС использовать результаты

ееисследования (оптимизации), выполненные ранее, если иметь в виду возможность изменения стоимостных показателей?

7.Что такое надежность промышленного объекта? Почему надежность — комплексное свойство?

8.Назовите вероятностные показатели надежности.

9.Почему безопасности атомной электростанции придается исключительно важное значение?

10.Что такое риск применительно к ядерной энергетической установке?

11.Определите приведенные к окончанию строительства капиталовложения, если электростанция строилась 4 года с одинаковой интенсивностью капиталовложений 600 млн долл/год. Норма дисконтирования р = 8 %. Расчеты проведите по формуле сложных процентов (суммированием по годам) и интегрированием с экспоненциальной функцией приведения.

12.Определите приведенные затраты, долл/год, на блок АЭС при следующих исходных данных: период строительства — 5 лет, капиталовложения — равномерные по годам строительства — 400 млн долл/год, эксплуатационные расходы — 200 млн долл/год, норма дисконтирования — 10 %.

13.Для условий задачи 12 определите полные (интегральные) дисконтированные затраты за 5 лет строительства и 10 лет эксплуатации (расчетный срок окупаемости) блока атомной электростанции.

51

Глава 4

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

Взаимодействия атомной электростанции с окружающей средой при нормальной ее эксплуатации следующие (рис. 4.1):

1)выделение в водную и воздушную среды теплоты, отводимой от различных теплообменников технологических систем АЭС, газоохладителей электрогенератора, маслоохладителей турбины и т.п. Но главный вклад в тепловое «загрязнение» окружающей среды вносит отвод теплоты от конденсаторов турбины. Сброс теплоты в окружающую среду может приводить к некоторым проблемам при выборе площадки размещения АЭС: работа АЭС не должна существенно изменять параметры естественных водоемов и воздуха в районе ее функционирования;

2)забор воды из естественных водоемов для компенсации потерь. Потери воды (рабочего тела) в контуре атомной электростанции происходят в результате неплотностей в оборудовании, недостаточности контроля за сбором и утилизацией протечек. Но основные потери — потери охлаждающей воды в следствие ее испарения в охлаждающих устройствах после конденсаторов турбин (в прудах-охладителях, градирнях и др.);

3)выброс в атмосферу испарений (паров воды) от охлаждающих устройств, которые могут ухудшать условия проживания людей в районе станции вследствие повышения влажности воздуха, образования наледей зимой и т.п.

Первые три взаимодействия взаимосвязаны и взаимообусловлены. Они полностью аналогичны процессам на ТЭС, работающих на органическом топливе. Особенностью атомных электростанций, использующих паротурбинные установки на насыщенном паре с коэффициентом полезного действия меньшим, чем в применяемых на ТЭС, будут большие сбросы теплоты. Если иметь в виду АЭС с реакторами типа ВВЭР, имеющие коэффициент полезного действия 30—33 %, то следует признать, что по этому показателю атомные электростанции хуже, чем современные ТЭС на органическом топливе: выбросы теплоты в природную среду на единицу выработанной электроэнергии здесь выше в 1,5 раза и более;

52

Wэ

1

2

3

РАО

13

4

12

5

U с обогащением xк d 1,25 %

9

Рис. 4.1. Связи атомной электростанции с окружающей средой — природной

и производственной:

РАО — радиоактивные отходы; ОЯТ — отработавшее ядерное топливо; х , х —

4 — оборудование, изделия, материалы; 5 — изделия с ОЯТ; 6 — завод по химической регенерации топлива; 7 — продукты деления на захоронение (~4 % от ОЯТ);

8 — завод по обогащению урана; 9 — обедненный уран в отвал на склад (~ 90 %);

10 — природный уран (x = 0,7 %); 11 — завод по изготовлению топливных изделий;

12 — топливные изделия (твэлы); 13 — на хранение и захоронение

4) захоронение в земле и воде твердых и жидких радиоактивных отходов (РАО) — это серьезная проблема, которая, как утверждают специалисты, в том числе и МАГАТЭ, в настоящее время технически разрешена. Однако это не означает, что данной проблеме уже можно

53

не уделять внимания. Совершенствование достигнутых технологий захоронения требуется, но это вопросы другой дисциплины;

5) сбросы в ливневую канализацию жидких отходов, в которых при нормальной работе атомной электростанции и в случае проектных аварий не могут содержаться радиоактивные вещества в сколько-нибудь заметных количествах;

4) выбросы в атмосферу вентиляционного воздуха, которые также практически не оказывают воздействия на окружающую среду при нормальной работе станции, так как содержание в них радиоактивных веществ на несколько порядков меньше по сравнению с допустимыми выбросами (ДВ) [7, разд. 11]. Эти выбросы оказывают несравненно меньшее воздействие на людей, чем, например, то, которому они подвергались, когда проводились испытания ядерного оружия в атмосфере, или которому они подвергаются при медицинских обследованиях с применением радиологической аппаратуры.

В вентиляционных выбросах атомных электростанций отсут-

ствуют парниковые газы (СО и др.), оксиды азота, серы, зола, кото-

2

рые в значительных количествах поступают в атмосферу от тепловых электростанций, сжигающих органическое топливо. В настоящее время установлено, что вредные примеси в выбросах ТЭС оказывают отрицательное воздействие на биосферу в радиусе 20— 50 км от месторасположения электростанции. В глобальном масш-

табе особое значение придается диоксиду углерода СО , дальнейшее

2

возрастание содержания которого в атмосфере может повлиять на изменение климата.

Кроме того, в отношении долгоживущих радионуклидов обстановка в воздушном бассейне в районе тепловой электростанции, работающей на мазуте и особенно на угле, может быть заметно хуже, чем для атомной электростанции, так как в атмосферу вместе с золой

выбрасываются радиоактивные изотопы радия* (226Ra, 228Ra). Характеристики радиоактивных выбросов атомной электростанции даны в табл. 4.1.

Напомним некоторые определения.

Радиоактивность — это самопроизвольное превращение одних ядер в другие, сопровождающееся испусканием ядерных излучений. Известны четыре типа радиоактивности: α-распад, β-распад, спонтанное деление атомных ядер, протонная радиоактивность. Число распадов ядер в единицу времени называется активностью вещества

*

См. также статью Д.А. Крылова «Радиационная опасность для населения и

производственного персонала от угольных ТЭС» // Теплоэнергетика. 2009. № 7.

54

*

Применяется для расчета допустимого выброса для АЭС мощностью не более 6000 МВт,

при превышении которой допустимый выброс не должен увеличиваться.

(источника). В международной системе единиц (СИ) единица изме-

рения активности — беккерель: 1 Бк = 1 с–1. Внесистемной единицей

является кюри: 1 Ки = 3,7æ1010 Бк.

Доза поглощенного излучения измеряется энергией любого вида, поглощенной единицей массы вещества: 1 Дж/кг = 1 Гр (грей). В экви-

валентной дозе учитываются взвешивающие коэффициенты W для

R

каждого вида излучения; единица измерения — зиверт: 1 Зв = 1 Гр/W .

R

Предел годовой эквивалентной дозы — это значение эквивалентной дозы техногенного излучения, при которой не возникают однозначно определяемые последствия у группы людей. Допустимый выброс — выброс радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, не приводящий к превышению предела дозы, установленного для населения вблизи атомной электростанции.

Из табл. 4.1 видно, что фактическая доза облучения в районе атомной электростанции на несколько порядков меньше проектной, рассчитанной по допустимому выбросу. Показательны также данные Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору: в 2005 г. газоаэрозольные выбросы АЭС были ниже допустимых выбросов и не превышали уровней, установленных санитарными правилами СПАС-03. Ниже приведены лишь наибольшие значения радиоактивности по компонентам выбросов из измеренных на всех десяти АЭС России, ТБк (% от допустимых выбросов):

•по инертным радиоактивным газам (ИРГ) — 409 (20,5, Билибинская АЭС);

•131I — 1,7 (9,4, Нововоронежская АЭС);

•60Co — 0,25 (10,1, Смоленская АЭС);

•134Cs — 0,05 (4,6, Ленинградская АЭС);

•137Cs — 0,14 (7, Нововоронежская АЭС).

55

Значения радиоактивности по компонентам выбросов на других АЭС были существенно ниже приведенных наибольших.

Заметно меньше допустимых сбросов (ДС) было поступление радионуклидов в водоемы (на большинстве АЭС на один-два порядка менее ДС). На порядки ниже и вероятная доза облучения, т.е. нормальная работа атомной электростанции практически не оказывает влияния на население в районе расположения электростанции.

О «вкладе» атомной электростанции в получаемую людьми дозу облучения можно судить и по такому факту. Если для условий США, где примерно 20 % электроэнергии производится на атомных электростанциях, принять среднюю дозу облучения человека за 100 % (сюда входит влияние естественной радиации, медицинских процедур и других источников), то «вклад» атомной электростанции в эту дозу для ее персонала составит менее 1 %, а для населения — существенно меньше.

Наиболее опасное воздействие атомной электростанции на окружающую среду возможно при авариях, связанных с выходом радиоактивности как за предусмотренные проектом границы (барьеры) ее локализации, так и за пределы электростанции. Именно это возможное воздействие, аварии на ряде АЭС с выбросом радиоактивности в значительных масштабах остро поставили вопрос о безопасности АЭС и о критериях этой безопасности, о которых излагалось ранее.

Не менее остро в настоящее время стоит задача снижения эмиссии (выбросов в атмосферу) парниковых газов в условиях, когда значительное повышение спроса на энергию — объективная реальность. Ядерная энергетика вносит существенный вклад в удовлетворение мировой потребности в электроэнергии и способствует снижению выбросов парниковых газов. Примером в этом отношении может служить Франция, где реализуется передовая программа развития ядерной энергетики (75 % электроэнергии вырабатывается атомными электростанциями) и где выбросы парниковых газов на душу населения значительно ниже, чем в других промышленно развитых странах.

Если существующие в мире 440 энергетических реакторов заменить равными по мощности углесжигающими электростанциями, то в атмосферу Земли ежегодно будут поступать дополнительно при-

мерно 2500 млн т СО и миллионы тонн сопутствующих оксидов

2

серы и азота, не говоря уже о зольных выбросах. Это может привести к очень тяжелым последствиям, в том числе — для самочувствия и здоровья людей [2, 1997. Т. 39. № 1].

Вывод ведущих мировых экспертов заключается в том, что ядерная энергетика наносит наименьший ущерб и практически не дает

56

вредных выбросов в атмосферу по сравнению с другими видами энергопроизводства, и этот вывод — еще один веский довод в пользу необходимости развития ядерной энергетики.

В качестве заключения к вопросу о воздействии АЭС на окружающую среду приведем выдержки из выступления заместителя генерального директора Международного агентства по атомной энергии 20.11.2000 г. [2, 2000. Т. 42. № 4] на VI Конференции участников Рамочной конвенции ООН об изменении климата (КС-6):

•ядерная энергетика не наносит климату никакого вреда;

•ядерная энергетика может быть небезопасной, малоэкономичной или быть связанной с производством оружия. В то же время нужно иметь в виду следующее:

технические эксперты приходят к выводу, что большинство ядерных реакторов безопасны, а те, которые не отвечают требованиям безопасности, постепенно выводятся из эксплуатации или совершенствуются (например, изменения, внесенные в конструкцию реактора РБМК и в систему его управления, кардинальным образом повысили надежность и безопасность его работы);

в области затрат наиболее компетентны инвесторы, которые могут сказать, какие технологии будут экономически привлекательными (см. пример прогноза развития энергетики мира в табл. 1.5);

что касается проблемы нераспространения, то здесь имеется надежный, почти универсальный договор о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО), а также дополнительный протокол, число сторон которого постоянно растет, что укрепляет соглашения о гарантиях;

• ядерная энергетика — это постоянно совершенствуемая сфера деятельности, и в настоящее время ведутся работы по созданию нового поколения реакторов, которые безопасны по конструкции, не создают проблем, связанных с распространением ядерного оружия, и экономически конкурентоспособны (в качестве иллюстрации здесь назовем разработки реактора БРЕСТ).

Опасности возможного радиоактивного загрязнения окружающей среды, несанкционированного использования радиоактивных материалов связаны не только с работой атомной электростанции, но и с ее внешним топливным циклом, который влияет также и на стоимость вырабатываемой электроэнергии через стоимость ядерного топлива.

К предприятиям внешнего топливного цикла относятся (см. рис. 4.1): шахты по добыче урановой руды, заводы по обогащению

урана делящимся изотопом (235U), по изготовлению топливных изде-

57

лий (твэлов), по химической регенерации отработавшего топлива и некоторые другие производства.

Внешний топливный цикл здесь не рассматриваем. В то же время отметим, что переход к внутреннему топливному циклу с ограниченной переработкой ядерного топлива на оборудовании, размещенном на территории атомной электростанции, существенно упрощает решение уже упоминавшихся проблем.

Контрольные вопросы и задания

1.Какое наиболее существенное воздействие на окружающую среду оказывает работающая атомная электростанция?

2.Что такое допустимый выброс атомной электростанции?

3.В чем заключаются основные различия в воздействии на окружающую среду работающих ТЭС и АЭС?

4.Что такое внешний топливный цикл атомной электростанции?

5.На сколько больше теплоты будет отводиться от АЭС по сравнению с

ТЭС, если их электрические мощности N одинаковы, а коэффициенты полез-

э

ного действия η равны 0,32 для АЭС и 0,40 для ТЭС? При решении задачи

мая тепловая мощность; Q — отводимая тепловая мощность.

отв

58

Глава 5

ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИЕ ЦИКЛЫ

Основная цель приводимого здесь материала — ответить на вопросы: какие термодинамические циклы используются в настоящее время на АЭС или могут использоваться в ближайшей перспективе и каковы их особенности?

Термодинамическим циклом называется непрерывная последовательность термодинамических процессов, в результате которых рабочее тело возвращается в исходное состояние. Различают термодинамические циклы прямые, в которых подводится большее количество теплоты, чем отводится, в результате чего совершается полезная работа, и обратные, в которых затрачивается работа, а отводимое количество теплоты больше подводимого. Примером обратного цикла является цикл холодильной установки или теплового насоса. На электростанциях реализуются прямые термодинамические циклы.

Теплота — это переданное от одного тела другому определенное количество энергии хаотического молекулярного и внутримолекулярного движения. Если все тела рассматриваемой системы имеют одинаковую температуру, то в такой системе передача энергии хаотического движения не происходит и в этой системе тепла нет. Таким образом, тепло, теплота или тепловая энергия — это одна из форм передачи энергии от одного тела другому.

Другая форма — это работа, совершаемая телом при его расширении или производимая над телом при его сжатии.

Техническая термодинамика, главным образом, исследует соотношения между параметрами термодинамических систем и совершаемой работой. В термодинамическую систему обычно входят материальные тела, которые делят на горячие и холодные источники и рабочее тело, а также окружающая среда.

Рабочее тело — это, как правило, газообразное вещество, которое, изменяя свое состояние под воздействием нагревания и охлаждения, а также совершая процессы сжатия и расширения, превращает теплоту в механическую или электрическую энергию. На электростанциях в качестве рабочего тела чаще всего используются вода и

59

водяной пар, а также газы. Могут использоваться бинарные смеси, например вода — аммиак.

Для анализа процессы цикла изображают на диаграммах двух параметров состояния. Чтобы изобразить совершаемую работу, часто используют p, v-диаграмму (давление — удельный объем). Тогда работа расширения рабочего тела

dl = pdv; l = ∫pdv

равна соответствующей площади под построенной на диаграмме кривой процесса.

Количество теплоты, переданное телу, может быть выражено аналогичным образом через приращение температуры тела и удельную теплоемкость:

dq = cdT; q = ∫cdT .

Однако теплоемкость с не только является функцией параметров состояния тела, но и зависит от пути совершаемого телом процесса. Например, наиболее исследованными являются массовые (или объ-

процессов. Определенный недостаток заключается также в том, что теплоемкость может принимать значения от 0 до ± ×.

Количество теплоты, переданное телу, оказалось удобным рассчитывать по формуле

dq = Tds; q = ∫Tds ,

где s — энтропия — параметр состояния рабочего тела, не зависящий от процесса передачи теплоты.

В общем случае для цикла в соответствии с первым законом тер-

расширения, совершенная рабочим телом; l — полезная работа цикла.

Анализ термодинамических циклов электростанций проводится в целях определения условий получения максимальной полезной работы. При этом, как правило, исследуются идеальные циклы, в которых расход рабочего тела не изменяется, а все процессы обратимы: отсутствуют потери теплоты (отвод теплоты к холодному

60