Помощничек
Главная | Обратная связь


Археология
Архитектура
Астрономия
Аудит
Биология
Ботаника
Бухгалтерский учёт
Войное дело
Генетика
География
Геология
Дизайн
Искусство
История
Кино
Кулинария
Культура
Литература
Математика
Медицина
Металлургия
Мифология
Музыка
Психология
Религия
Спорт
Строительство
Техника
Транспорт
Туризм
Усадьба
Физика
Фотография
Химия
Экология
Электричество
Электроника
Энергетика

СХЕМЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ПАРОПРОИЗВОДЯЩИХ АППАРАТОВ В АЭС



Современные АЭС являются паротурбинными. Источником энергии для выработки пара на АЭС является ядерный реактор, в котором при делении ядер некоторых тяжелых элементов (уран - U , плутоний - Рu) высвобождается ядерная энергия, преобразуемая в тепловую. При полном делении 1 кг урана-235 выделяется 86,4·106 МДж энергии, т. е. примерно в 3 млн. раз больше, чем при сжигании 1 кг органического топлива.

Принципиальные схемы ядерного реактора показаны на рис.15.

Делящееся вещество (ядерное горючее») размещают в так называемых тепловыделяющих элементах (твэлах), покрытых защитной оболочкой. Выделяющиеся при делении ядер 235 U вторичные нейтроны движутся с огромной скоростью (15000 км/с), имея энергию примерно 5 МэВ. Для увеличения вероятности встречи нейтронов с ядрами 235 и поддержания реакции необходимо замедлить скорость их движения.

Снижение энергии нейтронов достигается применением различных замедлителей (графит, вода обычная или тяжелая), имеющих в своем составе легкие атомы, сталкиваясь с которыми быстрые нейтроны теряют скорость. Располагаемые в реакторе ТВЭлы окружены отражателем, уменьшающим потери нейтронов в окружающую среду. Теплота, выделяющаяся при распаде ядерного топлива, отводится от расположенных в реакторе ТВЭлов первичным теплоносителем. Применяются жидкие и газообразные теплоносители, которые передают теплоту рабочему телу — воде, пароводяной смеси, пару.

Рис. 15. Принципиальные схемы ядерных реакторов:

а— канальный: б — корпусной газографитовый; в— корпусной водо-водяной; 1 тепловыделяющий элемент; 2 — замедлитель; 3 — подвод теплоносителя; 4 — отвод теплоносителя; 5 — отражатель; 6— регулирующий стержень; 7 — корпус; 8— биологическая защита

В качестве жидких теплоносителей для котлов АЭС могут применяться обычная и тяжелая вода, органические вещества (низкотемпературные теплоносители) и жидкие металлы (высокотемпературные теплоносители).

В качестве газового теплоносителя наибольшее распространение находит диоксид углерода. Весьма перспективным являются гелий и другие инертные газы. При газовом теплоносителе, как и при жидкометаллическом, может быть получена высокая температура. Такой газовый теплоноситель не обладает химической активностью, является коррозионноинертным, практически не разлагается в активной зоне и не активируется. Недостатками большинства газовых теплоносителей являются их низкие теплопроводность, теплоемкость и плотность.

Выбор оптимального теплоносителя для котлов АЭС решается на основе технико-экономических сопоставлений при учете протекающих ядерно-физических, теплофизических и физико-химических процессов.

Реактор, схема которого показана на рис. 15, а, называется канальным. Теплоносителем в нем является вода, циркулирующая в трубках (каналах), а замедлителем — графит. Реакторы корпусного типа приведены на рис. 15, б и в. На схеме рис. 15,б показано применение газового теплоносителя, который заполняет весь объем (корпус) реактора, омывая при движении твэлы и отводя от них теплоту. Замедлителем здесь также является графит. Другой тип корпусного реактора показан на рис. 15, в, в котором вода одновременно является теплоносителем и замедлителем. Во всех реакторах предусмотрена биологическая защита от ионизирующих излучений.

 

В реакторах комбинированного назначения наряду с распадом 235 U идет синтез нового ядерного топлива

Возможность получения ядерного топлива в большем количестве, чем его было израсходовано, открывается при применении реакторов - размножителей. В отличие от реакторов на медленных (тепловых) нейтронах, в которых нейтроны имеют энергию 0,025 эВ, в реакторах-размножителях нейтроны должны иметь энергию 0,1—0,4 МэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.

Чтобы повысить вероятность протекания процесса, увеличивают концентрацию ядер 235 U) в зоне реакции путем применения урана, обогащенного изотопом 235 U . Замедлитель в реакторах на быстрых нейтронах не применяют. Отражатель изготовляют из 238 U. В таких реакторах значительно увеличивается тепловыделение, что требует применения теплоносителя, способного отводить большие тепловые потоки.

Получение рабочего пара может быть осуществлено непосредственно в реакторе или в специальном теплообменнике-парогенераторе за счет теплоты, переданной теплоносителем из ядерного реактора. В первом случае теплоноситель, охлаждающий элементы реактора, является одновременно и рабочим телом (рис. 16, а). Такая АЭС называется одноконтурной.

Во втором случае теплота, воспринятая теплоносителем в реакторе, передается в теплообменнике рабочему телу (воде, пароводяной смеси, пару). Такая АЭС называется двухконтурной (рис. 16,б).

В современных одноконтурных АЭС теплоносителем и рабочим веществом является кипящая вода. Примером такой одноконтурной станции является второй блок Белоярской АЭС с канальным реактором и графитовым замедлителем, общая принципиальная схема которой соответствует рис. 15, а. Образующаяся в испарительных каналах реактора пароводяная смесь направляется в барабан-сепаратор. Насыщенный пар проходит пароперегревательные каналы, перегревается (р =8,8 МПа, tп.п=500оС) и направляется в турбину. Из конденсатора питательная вода (конденсат) с соответствующей подпиткой и вода из барабана-сепаратора вновь поступают в парогенерирующие элементы реактора. В рассматриваемой одноконтурной схеме реактор является генератором пара.

Рис.16. Принципиальные технологические схемы одноконтурной и двухконтурной АЭС:

а — одноконтурная; б — двухконтурная; 1 — атомный реактор; 2— парогенерирующие каналы; 3 — барабан-сепаратор; 4— циркуляционный насос; 5— пароперегревательные каналы; 6 — турбина; 7— электрогенератор; 8 — конденсатор; 9 питательный насос; 10 — парогенератор; 11 — подпитка

В двухконтурной АЭС (рис.16,б), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре (корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящая вода. Одновременно вода является и замедлителем. На выходе из водо - водяного энергетического реактора (ВВЭР) давление воды составляет 12—16 МПа при температуре около 300—320°С. В парогенераторе теплоноситель, охлаждаясь до 269—289оС отдает теплоту воде паросилового (второго) контура с получением насыщенного пара давлением около 4,5—6,5 МПа.

В отличие от одноконтурных АЭС, в которых все паротурбинное оборудование является радиоактивным, в двухконтурных АЭС второй контур нерадиоактивен.

Применяются также трехконтурные АЭС. Примером трехконтурной АЭС с жидким металлическим теплоносителем (натрием) является Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Натрий, циркулирующий в реакторе (первый контур), имеет повышенную радиоактивность. Для повышения безопасности теплота от этого теплоносителя передается рабочему веществу в парогенераторе (третий контур) через промежуточный теплоноситель, которым также является расплавленный натрий. В промежуточном (втором) контуре натрий уже нерадиоактивен.




Поиск по сайту:

©2015-2020 studopedya.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.