АЭС - это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.

Один из основных элементов АЭС - реактор. Во многих странах мира, используют в основном ядерные реакции расщепления урана U-235 под действием тепловых нейтронов. Для их осуществления в реакторе, кроме топлива (U-235), должен быть замедлитель нейтронов и, естественно, теплоноситель, отводящий тепло из реактора. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический) в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода под давлением. В реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный) в качестве теплоносителя используется вода, а в качестве замедлителя — графит. Оба эти реактора находили в прежние годы широкое применение на АЭС в электроэнергетике.

Схемы АЭС в тепловой части могут выполняться в различных вариантах. На рисунке в качестве примера представлена двухконтурная схема АЭС для электростанций с реакторами ВВЭР. Видно, что эта схема близка к схеме КЭС, однако, вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка. АЭС, так же как и КЭС, строятся по блочному принципу, как в тепломеханической, так и в электрической части. Ядерное топливо, запасы которого достаточно велики, обладает очень высокой теплотворной способностью (1 кг U-235 заменяет 2900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективны в районах, бедных топливными ресурсами.


Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа ВВЭР:
1 - реактор; 2 – парогенератор; 3 - турбина; 4 - генератор; 5 - трансформатор;
6-конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос;
8- главный циркуляционный насос

 

 

АЭС выгодно оснащать энергоблоками большой мощности. Тогда по своим технико-экономическим показателям они не уступают КЭС, а в ряде случаев и превосходят их. В настоящее время разработаны реакторы электрической мощностью 440 и 1000 МВт типа ВВЭР, а также 1000 и 1500 МВт типа РБМК. При этом энергоблоки формируются следующим образом: реактор сочетается с двумя турбоагрегатами (реактор ВВЭР-440 и два турбоагрегата по 220 МВт, реактор 1000 МВт и два турбоагрегата по 500 МВт, реактор РБМК-1500 и два турбоагрегата по 750 МВт), или реактор сочетается с турбоагрегатом одинаковой мощности (реактор 1000 МВт и турбоагрегат 1000 МВт единичной мощности).

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рисунке. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из U-238, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Рu-239, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.


Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН:
а - принцип выполнения активной зоны реактора; б - технологическая схема:
1-7- аналогичны указанным на рис. 1.6; 8 - теплообменник натриевых контуров;
9 - насос нерадиоактивного натрия; 10 - насос радиоактивного натрия.

Схема АЭС с реактором БН трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором является нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего контура является вода и водяной пар. В настоящее время в эксплуатации находится ряд энергоблоков типа БН, из них наиболее крупный БН-600.

АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а, следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.

Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей. Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование систем безопасности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона.

 

Возможное размещение основных сооружений АЭС на примере станции с блоками ВВЭР-1000 показано на рисунке.


Вариант размещения основных узлов АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000:
1-помещение реактора; 2- машинный зал; 3-площадка трансформаторов; 4 - сбросной канал (закрытый); 5 - насосные станции; 6 - водоподводящий канал (открытый); 7-ОРУ; 8 -щит ОРУ; 9 - объединенный вспомогательный корпус; 10 - дизель-электрическая станция;
11 - здание специальной водоподготовки; 12 — административно-бытовой комплекс.





Всего комментариев: 0



Добавлять комментарии могут только зарегистрированные пользователи.
[ Регистрация | Вход ]


Новости сайта ukrelektrik.com


Последние статьи ukrelektrik.com


Последние ответы на форуме ukrelektrik.com

Солнечные батареи для чайников

Альтернативные источники электроэнергии
rav_ravivc Скиталец / 54

Электрическое отопление

Электроотопление
A_l_ik Multiki / 45

Влагозащищенные розетки

Электрозащитные средства
marketing4796 costyadziu2017 / 10