Атомные электростанции (аэс).

Принципиальные тепловые схемы АЭС.

Рисунок 70.

Где ГЦН – главный циркуляционный насос.

Вода под большим давлением поступает в реактор, где не только нагревается, но и начинает кипеть (кипящий реактор, кипящий ядерный котел, реактор кипящего типа). Далее эта пароводяная смесь поступает в барабан-сепаратор, где происходит разделение: вода поступает на всос насоса, в водяной контур, пар поступает в турбину.

Совмещен теплоноситель (то тело, которое проходит через реактор) – вода, рабочее тело – пар. Этот контур радиоактивен, что доставляет трудности пи ремонтных и монтажных работах.

Рисунок 71.

В двухконтурной схеме разделяем контур теплоносителя и контур рабочего тела. Первый контур – контур теплоносителя, в данном случае, вода; она находится под большим давлением, нагревается, проходя через реактор, но не кипит. На выходе из реактора вода имеет температуру примерно 330 ÷ 350° С, а на входе – 285 ÷ 290° С. Эта вода нагнетается в реактор главным циркуляционным насосом, проходит через сердечник реактора, забирает тепло и передает его рабочему телу (воде), но с меньшим давлением. Поэтому, поступая в парогенератор вода второго контура, вскипает и насыщенный пар поступает в турбину.

Если первый контур, контур теплоносителя радиоактивен, то второй контур нерадиоактивен (с маленькой радиацией). Работы, связанные с ремонтом и монтажом облегчены. Через реактор протекает вода под большим давлением, воды практически несжимаема, следовательно, имеется компенсатор объема (регулятор давления). Он компенсирует температурное расширение. Парогенератор по сути теплообменник, здесь реактор некипящего типа.

Рисунок 72.

В качестве теплоносителя в первом контуре (контур, где имеется реактор) применяется жидкий металл, в данном случае натрий, здесь он тоже радиоактивен. Во втором контуре, в промежуточном, тоже циркулирует натрий, но уже нерадиоактивный, а в третьем – вода-пар.

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, реакторы-размножители. Первоначальная загрузка больше, чем в первых двух реакторах. Промежуточный контур в целях безопасности. Из первого контура жидкий натрий поступает в теплообменник, где тепло радиоактивного натрия передается нерадиоактивному натрию. И уже в парогенераторе тепло жидкого натрия передается воде, воде вскипает и подается пар в паровую турбину. По первому и по второму контуру циркулируют некипящие жидкости, следовательно, присутствует компенсатор объема.

В России имеются АЭС всех трех типов.

Рассмотрим КПД электростанций.

В России АЭС существуют только для выработки электроэнергии.

КПД для одноконтурной схемы:

η_АЭС^I = η_ту ∙ η_тр ∙ η_р

где η_ту – КПД турбоустановки, η_тр – КПД транспорта тепла, η_р – КПД реактора.

η_ту = 0,39÷ 0,42

η_тр = 0,99 ÷ 0,995

η_р = 0,98

η_АЭС^III = η_ту ∙ η_тр^II ∙ η_п/г ∙ η_тр^I ∙ η_р

η_АЭС^III = η_ту ∙ η_тр^III ∙ η_п/г ∙ η_тр^II ∙ η_т/о ∙ η_тр^I ∙ η_р

Атомные реакторы

Реакторные установки.

В систему реакторной установки входит:

- атомный реактор;

- циркуляционный контур охлаждения реактора;

- системы очистки теплоносителя;

- системы расхолаживания реактора;

- системы подпитки;

- бассейн выдержки и перегрузки топлива;

- система дезактивации;

- системы компенсации давления и др. системы.

Реакторы классифицируются:

- по назначению;

- по энергии нейтронов;

- по структуре активной зоны;

- по конструкции;

- по виду ядерного топлива;

- по виду замедлителя;

- по виду теплоносителя.

По назначению бывают:

- энергетические;

- исследовательские;

- для опреснения;

- для получения горючего;

- смешанные.

По энергии нейтронов:

- реакторы на тепловых (медленных) нейтронах;

- реакторы на быстрых нейтронах.

По структуре активной зоны:

- гомогенные;

- гетерогенные.

По конструкции:

- корпусные;

- канальные.

По виду топлива:

- уран 235;

- плутоний 239;

- торий 232.

По теплоносителю:

- вода;

- жидкий натрий;

- жидкий калий.

По замедлителю:

- графит;

- вода обычная;

- дейтерий («тяжелая» вода).

Реактор РБМК – реактор большой мощности, канальный.

ВВЭР – водоводяные реакторы.

РБН – реактор на быстрых нейтронах.

РБМК – водографитовый реактор канального типа, охлаждается кипящей водой, замедлителем служит графит. Оболочка ТВЭЛов изготавливается из циркониевых сплавов, топливом служит двуокись урана UO₂, до U₂₃₅ обогащение 2-3%. Перегрузка топлива может осуществляться без остановки реактора. Единичная мощность такого реактора практически неограниченна.

ВВЭР – водоводяной энергетический реактор. Вода выступает в роли и замедлителя, и теплоносителя, применяются в двухконтурных установках, обогащение до 4%.

Реакторы имеют единый корпус. Давление в корпусе реактора до 160 атм.

Лекция 25.

Реактор на быстрых нейтронах.

Топливом служит высокообогащенный уран 20-30% или может быть плутоний. У РБН большой коэффициент воспроизводства топлива, КВ ≈ 1,5÷2. Глубина выгорания 10%. В качестве теплоносителя используется жидкий натрий. РБН-350, РБН-600.

Физические основы действия атомных реакторов.

В реакторе происходит цепная реакция, и чтобы она была возможна, необходимо соблюдать следующие условия – отношение числа нейтронов любого поколения к числу нейтронов предыдущего поколения должно равно единице.

K_∞ = n₂ / n₁

K - коэффициент размножения нейтронов, n₁ – предыдущие поколения, n₂ – последующие поколения.

Это отношение n₂ / n₁ = ν μ ∙ φ ∙ θ – формула четырех сомножителей, где:

ν – характеризует число вновь рождаемых быстрых нейтронов от каждого полезно захваченного ядром теплового нейтрона. Величина этого коэффициента колеблется от 2 до 3; зависит ν от рода топлива: у урана 235 – 2, у плутония 239 – 3.

μ – некоторые быстрые нейтроны вызывают деление урана 238 (на тепловых нейтронах U₂₃₈ не делится); учитывается дополнительное количество вновь рождаемых быстрых нейтронов. μ = 1,03.

φ – так называемый коэффициент, характеризующий резонансный захват. Он поглощает приблизительно 20-30% нейтронов в процессе замедления φ характеризует ту часть нейтронов, которая избежит резонансного захвата, т.е. часть нейтронов, которые превратятся в тепловые нейтроны. И даже из этой части тепловых нейтронов примерно 10% будет захвачено не ядерным топливом, а другими частями активной зоны.

θ – доля захваченных ядрами горючего характеризуется именно θ. То есть количество вновь рожденных нейтронов будет n₂ = ν μ ∙ φ ∙ θ ∙ n₁.

n₂ / n₁= 1 - для бесконечной системы.

В конечной системе надо учитывать конечное активной зоны.

1 = K_эф = K_∞ ∙ α,

где α – коэффициент, характеризующий конечную систему. Этот коэффициент α учитывает утечку нейтронов 0,97÷0,99

В начальный момент времени K_эф должен быть немного больше единицы. Реакция будет развиваться лавинообразно, следовательно, неизбежен взрыв. Поэтому в реакторе имеются регулирующие стержни, аварийные стержни, компенсирующие стержни (ТВЭЛ), топливные стержни. Они все находятся в сердечнике, но аварийные выведены из активной зоны. Реактор должен обладать запасом реактивности.

ρ = (K_эф - 1) / K_эф, ρ ≈ K_эф – 1.

Разгрузка и загрузка реакторов топлива производится по мере выгорания топлива. Глубина выгорания ядерного горючего определяется показателем размерность которого МВт ∙ сут / Т урана, иногда измеряется в процентах.

Τ_к = В / Э = [год]

В – глубина выгорания, определяется степенью обогащения горючего, прочностью ТВЭЛов, накоплением продуктов деления, степенью отравления реакторов. Э = [МВт / т]. T – время компании. Имеет глубину выгорания от (20÷30) ∙ 10³ МВт ∙ сут / т. B = 20000÷30000. Э изменяется в пределах от 20 до 49 МВт/т. Τ_к = 2÷5 лет.

Основные программы регулирования ядерной энергетической установки.

Энергетическая мощность ядерной энергетической установки пропорциональна теплоте, вырабатываемой в реакторе и связана с параметрами теплоносителя уравнением теплового баланса, а также уравнением теплопередачи в парогенераторе (рассматривается двухконтурная схема).

Рисунок 73.

N_э ~ G_т ∙ С_т ∙ (t_Т2 – t_Т1) ∙ η_АЭС

N_э ~ F_п/г ∙ k ∙ (t_Тср – t_s) ∙ η_АЭС,

где t_Тср = (t_Т2 – t_Т1)/2, G_т – расход теплоносителя, С_т – удельная теплоемкость теплоносителя, t_Т1 – температура теплоносителя на входе в реактор, t_Т2 –температура теплоносителя на выходе из реактора, η_АЭС – коэффициент полезного действия АЭС, F_п/г – поверхность теплообмена в парогенераторе, k – коэффициент теплопередачи в парогенераторе. Какое количество тепла снимается с 1 м² поверхности в единицу времени, при изменении температуры на 1 °С. k = [ккал / м² ∙ ч ∙°С]. t_Тср – средняя температура теплоносителя, t_s – температура насыщения генерируемого пара.

Программы регулирования.

1). Программа с постоянной t_Тср, т.е. при любой мощности установки у нас величина t_Тср всегда будет одной и той же.

Рисунок 74. График изменения параметров теплоносителей на входе и выходе из реактора (первая программа регулирования).

Эта программа удобна с точки зрения реактора, но не очень удобна для работы турбины.

2). Программа с постоянным давлением пара.

P_s = const, t_s = const

Если t_Тср повышается, то t_Т1 и t_Т2 будут увеличиваться.

Рисунок 75. График изменения параметров теплоносителей на входе и выходе из реактора (вторая программа регулирования).

Эта программа благоприятна для турбины и парогенератора.

3). Комбинированную схему регулирования применяют, когда достаточно в широком диапазоне применение мощности работает по одной программе (благоприятной для турбины), а в области, близкой к малой мощности работает по программе, которая благоприятна для реактора.

Особенности АЭС.

Повышенное внимание к безопасности эксплуатации, к вентиляционным установкам и применениям установок для дезактивации, а также для перегрузки ядерного топлива.

Лекция 26.