11 Получение электроэнергии на атомных электростанциях

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью % МВт была запущена 27 июня 1954 в г. Обнинск Калужской области. В 1958 г. была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт впоследствии мощность была доведена до 600 МВт. В 1964 году генератор первой очереди Белоярской АЭС дал ток потребителю, в том же году был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт, второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969г, а в 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

Ускоренными темпами были сооружены энергоблоки мощностью 1 млн. кВт на АЭС – Чернобыльская и Курская . В 1985 г закончились пусконала-дочные работы на Хмельницкой, Крымской, Ростовской, Ровенской, Костромской, Башкирской и Белоярской АЭС на быстрых нейтронах.

На АЭС энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, превращается в тепловую энергию пара или газа, затем в электрическую. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция деления, называется ядерным реактором. Общий вид атомной АЭС показан на рис.3.

Рис.3.- Общий вид АЭС

1-хранилища топлива; 2- реакторные здания; 3- машинный зал; 4- электри-ческая подстанция; 5 – хранилище жидких отходов.

Основной элемент станции – ядерный реактор . В рабочие каналы активной зоны помещают ядерное топливо в виде урановых или плутонии-евых стержней, покрытых герметичной металлической оболочкой. В этих стержнях и происходит ядерная реакция, сопровождающаяся выделением большого количества тепла. Стержни с ядерным топливом называются тепловыделяющими элементами или сокращенно твелами.

Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает в рабочих каналах поверхности твелов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования.

В качестве теплоносителя используется обычная вода, тяжелая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы.

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу турбины по одноконтурной (рис.4), двухконтурной (рис.5) и трехконтурной (рис.6) схемам

Рис.4. - Одноконтурная схема работы АЭС

1- реактор с первичной биологической защитой; 2 – вторичная биологическая защита; 3 – турбина; 4- генератор; 5 – конденсатор: 6 – насос; 7 - регенеративный теплообменник.

Через активную зону реактора прокачивается теплоноситель, который уносит теплоту к турбине. Тепловая энергия деления атомов преобразуется в механическую энергию вращения турбины, механическая энергия вращения турбины с помощь. Генератора преобразуется в электрическую энергию.

Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологической защиты.

Биологическая защита выполняет функции изоляции реактора от окружающего пространства, т.е. от проникновения за пределы реактора мощных потоков нейтронов ά-, β-, γ- лучей. Защита реактора выполняется в виде толстого слоя ( до нескольких метров) бетона с внутренними каналами, по которым циркулирует вода или воздух для отвода тепла.

Защита должна ограничивать уровни излучений, не превышающих допустимых доз как при работе реактора, так и при его останове. Биологическая защита, в первую очередь, предназначена для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала. Поэтому все излучающие устройства (первый контур) помещается внутри защитной оболочки.

На рис.5 приведена схема работы атомной электростанции с двухконтурным водным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор , (где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища

Рис.5 – Двухконтурная схема работы АЭС

1 – реактор с первым контуром биологической защиты; 2 – вторичная биологическая защита; 3 – турбина; 4 – генератор; 5 – конденсатор; 6 – кон-денсатный насос; 7 – регенеративный теплообменник; 8 – циркуляционный насос; 9 – парогенератор.

Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реакторов и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

Общее число контуров может меняться для различных реакторов, схемы на рис. 4,5,6 приведены для реакторов типа ВВЭР ( Водо-Водяной Энергетический Реактор. Такие реакторы выпускаются мощностью 440МВт и 1000 МВт.

Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) исполь-зуют один водяной контур, реакторы БН ( Реактор на Быстрых Нейтронах) – два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водяной во втором.

Рис.6. – Трехконтурная схема работы АЭС