«Виробництво електричної енергії» для студентів спеціальності 6
| Вид материала | Документы |
- Типи акумуляторів, 217.46kb.
- Методичні рекомендації до виконання дипломної роботи для студентів спеціальності 05070107, 594.26kb.
- Договір про купівлю продаж електричної енергії, 432.12kb.
- План-конспект уроку з предмету: «Електротехніка з основами промислової електроніки», 305.51kb.
- Регіональна державна інспекція з енергетичного нагляду за режимами споживання електричної, 41.43kb.
- Конспект лекцій до самостійного вивчення розділів з дисципліни, 899.63kb.
- Затверджено, 7410.01kb.
- Повідомлення про відхилення тендерних пропозицій по торгам (тендеру) на закупівлю інженерні, 275.09kb.
- Програма, методичні вказівки та контрольні завдання з дисципліни " виробництво виливків, 864.84kb.
- Для студентів спеціальності, 327.85kb.
Контрольні питання
1. Основними елементами ПТУ.
2. Особливвості газотурбінні установк.
3. В чому полягає принцип дії парогазових установок?
4. В чому полягають відмінності газопарові установки напівконтактного типу від ПГУ?
5. Переваги схем комбінованих установок теплових насосів.
Лабораторна робота № 3
Тема: Типи реакторів атомних електростанцій.
Мета роботи: вивчити конструктивне виконання та принцип дії атомних електростанцій.
А́томна електроста́нція (АЕС) — комплекс споруд, машин, апаратів і приладів, з допомогою яких тепло для нагрівання пари, що надає турбіні руху, створюється внаслідок процесу ланцюгової реакції в ядерному реакторі. Турбіна, у свою чергу, обертає електричний генератор, таким чином генеруючи електричний струм.
У результаті роботи АЕС утворюються радіоактивні відходи та відпрацьоване ядерне паливо. Обидва ці є небезпечними для людини і довкілля. Вони вимагають переробки та тривалого зберігання.
Українські АЕС
В Україні розташовані 5 АЕС:
- Чорнобильська атомна електростанція (ЧАЕС) — у м. Чорнобиль (Київська обл.); на ній у квітні 1986 року сталась одна з найбільших в історії людства техногенна катастрофа (Чорнобильська аварія), внаслідок чого тривали і тривають досі значні трудоємні і капіталоємні аварійні роботи, заходи з реабілітації постраждалих територій (т.зв. Чорнобильська зона) і населення, яке на них проживало і проживає. Аварія на ЧАЕС спонукала людство переглянути райдужні перспективи зростання частки «мирного атому» у загальному видобутку електроенергії в світі; у більшості АЕС світу були прийняті додаткові заходи і системи захисту і безпеки, а в самій Україні до 22 жовтня 1993 року діяв мораторій на будівництво нових АЕС[4]. Понад 20 років ЧАЕС лишалась діючою АЕС, а її закриття стало однією з вимог до України з боку ЄС, а також передумовою для вступу України до ВТО. 21 липня 2007 року президент України Віктор Ющенко підписав указ про закриття ЧАЕС[5], яка, проте, і надалі функціонує (лише в черговому режимі).
- Південно-українська атомна електростанція — у м. Южноукраїнськ (Миколаївська обл.)
- Хмельницька атомна електростанція — у м. Нетішин на Хмельниччині; 2 атомних енергоблоки.
- Запорізька атомна електростанція — у м. Енергодар (Запорізька область); найбільша в Україні (і в Європі); 6 атомних енергоблоків.
- Рівненська атомна електростанція — у м.Кузнецовськ 4 атомних ерегоблоки.
На працюючих українських АЕС встановлено 15 енергоблоків потужністю 13888 Мвт, які виробляють прибл. 40~50% від загального обсягу електроенергії в Україні.
Постійними є повідомлення ЗМІ про позаштатні ситуації на українських (і не тільки) АЕС, включно з аварійними відключеннями окремих енергоблоків, так що всі енергоблоки разом в Україні майже ніколи не працюють. Тим не менше АЕС лишається надійним джерелом електроенергії, і в Україні будуються ще декілька нових енергоблоків.
Класифікація
По типу реакторів:
Атомні електростанції класифікуються відповідно до встановлених на них реакторами:
1. Реактори на теплових нейтронах спеціальні сповільнювачі, що використовують, для збільшення ймовірності поглинання нейтрона ядрами атомів палива
2. Реактори на легкій воді
3. Графітові реактори
4. Реактори на важкій воді
5. Реактори на швидких нейтронах
6. Субкритичні реактори, що використовують зовнішні джерела нейтронів
7. Термоядерні реактори
По виду енергії, що відпускається:
Атомні станції по виду енергії, що відпускається, можна розділити на:
1. Атомні електростанції (АЕС), призначені для виробітку тільки електроенергії
2. Атомні теплоелектроцентралі (АТЕЦ), що виробляють як електроенергію, так і теплову енергію
3. Атомні станції теплопостачання (АСТ), що виробляють тільки теплову енергію
Однак, практично на всіх атомних станціях є теплофікаційні установки, призначені для підігріву мережної води.
Принцип дії
Рис. 1 Схема роботи атомної електростанції на двоконтурному водо-водяному енергетичному реакторі (ВВЭР)
На малюнку показана схема роботи атомної електростанції із двоконтурним водо-водяним енергетичним реактором. Енергія, виділювана в активній зоні реактора, передається теплоносієві першого контуру. Далі теплоносій надходить у теплообмінник (парогенератор), де нагріває до кипіння воду другого контуру. Отриманий при цьому пара надходить у турбіни, що обертають електрогенератори. На виході з турбін пар надходить у конденсатор, де прохолоджується більшою кількістю води, що надходять із водоймища.
Компенсатор тиску являє собою досить складну й громіздку конструкцію, яка служить для вирівнювання коливань тиску в контурі під час роботи реактора, що виникають за рахунок теплового розширення теплоносія. Тиск в 1-му контурі може доходити до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
Крім води, у різних реакторах у якості теплоносія може застосовуватися також розплавлений натрій або газ. Використання натрію дозволяє спростити конструкцію оболонки активної зони реактора ( на відміну від водяного контуру, тиск у натрієвому контурі не перевищує атмосферне), позбутися компенсатора тиску, але створює свої труднощі, пов'язані з підвищеною хімічною активністю цього металу.
Загальна кількість контурів може мінятися для різних реакторів, схема на малюнку наведена для реакторів типу ВВЭР ( Водо-Водяной Енергетичний Реактор). Реактори типу РБМК (Реактор Великої Потужності Канального типу) використовує один водяний контур, а реактори БН (реактор на Швидких Нейтронах) — два натрієві й один водяний контури.
У випадку неможливості використання великої кількості води для конденсації пари, замість використання водоймища, вода може прохолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях), які завдяки своїм розмірам звичайно є самою помітною частиною атомної електростанції.
Переваги й недоліки
Переваги атомних станцій:
1. Відсутність шкідливих викидів;
2. Викиди радіоактивних речовин у кілька раз менше вугільної електростанції аналогічної потужності (зола вугільних ТЕС містить відсоток урану й торія, достатній для їхнього вигідного добування);
3. Невеликий обсяг використовуваного палива й можливість його повторного використання після переробки;
4. Висока потужність: 1000-1600 Мвт на енергоблок;
5. Низька собівартість енергії, особливо тепловий.
Недоліки атомних станцій:
1. Опромінене паливо небезпечне, вимагає складних і дорогих заходів щодо переробки й зберіганню;
2. Небажаний режим роботи зі змінною потужністю для реакторів, що працюють на теплових нейтронах;
3. Наслідку можливого інциденту вкрай важкі, хоча його ймовірність досить низька;
4. Більші капітальні вкладення, як питомі, на 1 Мвт установленій потужності для блоків потужністю менш 700-800 Мвт, так і загальні, необхідні для будівлі станції, її інфраструктури, а також у випадку можливої ліквідації.
Перспективи
Незважаючи на зазначені недоліки, атомна енергія представляється самої перспективної. Альтернативні способи одержання енергії, за рахунок енергії припливів, вітру, Сонця, геотермальних джерел і ін. на даний момент відрізняються невисоким рівнем енергії, що добувається, і її низькою концентрацією.
У цей час розробляються міжнародні проекти ядерних реакторів нового покоління, наприклад ГТ-МГР, які дозволять підвищити безпека й збільшити ККД АЕС.
Росія приступилася до будівництва першої у світі плаваючої АЕС, що дозволяє розв'язати проблему нестачі енергії у віддалених прибережних районах країни.
США і Японія ведуть розробки мини-аес, з потужністю порядку 10-20 Мвт для цілей тепло- і електропостачання окремих виробництв, житлових комплексів, а в перспективі — і індивідуальних будинків. Зі зменшенням потужності установки росте передбачуваний масштаб виробництва. Малогабаритні реактори (наприклад, Hyperion АЕС) створюються з використанням безпечних технологій, що багаторазово зменшують можливість витоку ядерної речовини.
Виробництво водню
Урядом США прийнята Атомна воднева ініціатива. Ведуться роботи ( разом з Південною Кореєю) по створенню атомних реакторів нового покоління, здатних виробляти в більших кількостях водень. INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозує, що один енергоблок атомної електростанції наступного покоління буде виробляти щодня водень, еквівалентний 750000 літрів бензину. Фінансуються дослідження можливостей виробництва водню на існуючих атомних електростанціях.
Термоядерна енергетика
Ще більш цікавою, хоча й дещо віддалено перспективною виглядає ідея використання енергії ядерного синтезу. Термоядерні реактори, по розрахунках, будуть споживати менше палива на одиницю енергії, і як саме це паливо (дейтерій, літій, гелій-3), так і продукти їх синтезу нерадіоактивні й, отже, екологічно безпечні.
Будівництво АЕС
Одним з основних вимог при оцінці можливості будівництва АЕС є забезпечення безпеки її експлуатації для навколишнього населення, яка регламентується нормами радіаційної безпеки. Одним із заходів захисту навколишнього середовища — території й населення від шкідливих впливів при експлуатації АЕС є організація навколо неї санітарно-захисної зони При виборі місця будівництва АЕС повинна враховуватися можливість створення санітарно-захисної зони, обумовленої колом, центром якого є вентиляційна труба АЕС. У санітарно-захисній зоні забороняється проживати населенню. Особлива увага повинна бути звернене на дослідження вітрових режимів у районі будівництва АЕС для того, щоб розташовувати атомну електростанці з підвітрової сторони стосовно населених пунктів. Виходячи, з можливості аварійного протікання активних рідин перевага віддається майданчикам із глибоким стоянням ґрунтових вод.
При виборі майданчика для будівництва атомної електростанції велике значення має технічне водопостачання. Атомна електростанція — великий водокористувач. Споживання води АЕС незначно, а використання води велике, тобто в основному вода вертається в джерело водопостачання. ДО АЕС, так само як і до всіх споруджуваних промислових споруджень, пред'являються вимоги по збереженню навколишнього середовища При виборі майданчика для будівництва атомної електростанції необхідно керуватися наступними вимогами:
- землі, що приділяються для спорудження АЕС, непридатні або малопридатні для сільськогосподарського виробництва;
- майданчик будівництва розташовується у водойм і рік, на прибережних незатоплюваних паводковими водами територіях;
- ґрунти майданчика допускають будівництво будинків і споруджень без проведення додаткових дорогих заходів;
- рівень ґрунтових вод перебуває нижче глибини закладення підвалів будинків і підземних інженерних комунікацій і на водозниження при будівництві АЕС не потрібно додаткових витрат;
- майданчик має відносно рівну поверхню з ухилом, що забезпечують поверхневий водовідвід, при цьому грабарства зведені до мінімуму.
Майданчика будівництва АЕС, як правило, не допускається розташовувати:
- у зонах активного карсту;
- у районах важких (масових) зсувів і селевих потоків;
- у районах можливої дії сніжних лавин;
- у районах заболочених і перезволожених з постійним припливом напірних ґрунтових вод,
- у зонах великих провалів у результаті гірничих виробітків;
- у районах, підданих впливу катастрофічних явищ, як цунамі й т.п.
- у районах залягання корисних копалин;
Для визначення можливості будівництва АЕС у намічених районах і порівняння варіантів по геологічних, топографічним і гідрометеорологічним умовам на стадії вибору майданчики проводяться конкретні вишукування по кожному розглянутому варіанту розміщення електростанції.
Будівельні конструкції будівель і споруджень
До складу атомної електростанції входять будинку й спорудження різного призначення й відповідно різного конструктивного виконання. Це — багатоповерховий і багатопрогонова будівля головного корпуса з масивними залізобетонними конструкціями, що обгороджують радіоактивний контур; окремо варті будинки допоміжних систем, наприклад химводоочищування, дизель-генераторна, азотна станція, звичайно виконаних у збірних залізобетонних типових конструкціях; підземні канали й тунелі, прохідні й непрохідні для розміщення кабельних потоків і трубопроводів зв'язки між системами; надземні естакади, що з'єднують між собою головний корпус і допоміжні будинки й спорудження, а також будинку адміністративного санітарно-побутового корпуса Найбільш складним і відповідальним будинком атомної електростанції є головний корпус, який являє собою систему споруджень, утворених у загальному випадку каркасними будівельними конструкціями й масивами реакторного відділення.
Особливості інженерного устаткування
Особливістю АЕС, як і будь-яких будівель ядерних установок, є наявність у процесі експлуатації іонізуючих випромінювань. Цей головний відмітний фактор необхідно враховувати при проектуванні. Основним джерелом випромінювань на АЕС є ядерний реактор, у якім відбувається реакція розподілу ядер пального. Ця реакція супроводжується всіма відомими видами випромінювань.
Я́дерний реа́ктор — пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова ядерна реакція, що супроводжується виділенням енергії.
Самопідтримуюча керована ланцюгова реакція розподілу ядер (коротко — ланцюгова реакція) була вперше здійснено в грудні 1942 р. Група фізиків Чиказького університету, очолювана Є. Ферми, побудувала перший у світі ядерний реактор, названий СР-1[1]. Він складався із графітових блоків, між якими були розташовані кулі із природного урану і його двоокису. Швидкі нейтрони, що з'являються після розподілу ядер 235U, уповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові розподіли ядер. Реактори, подібні СР-1, у яких основна частка розподілів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їхнього складу входить дуже багато сповільнювача в порівнянні з ураном.
У СРСР теоретичні й експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи й контролю реакторів були проведені групою фізиків і інженерів під керівництвом академіка І. В. Курчатова. Перший радянський реактор Ф-1 був виведено в критичний стан 25 грудня 1946 р. Реактор Ф-1 був набраний із графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах у графітових блоках розміщені уранові стрижні. Результати досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проектів більш складних по конструкції промислових реакторів. В 1949 р. уведений у дію реактор по виробництві плутонію, а 27 червня 1954 р. вступила в лад перша у світі атомна електростанція електричною потужністю 5 Мвт у м. Обнінську.
У цей час, по даним МАГАТЕ, у світу 438 реакторів в 30 країнах. Також ведеться будівництво ще 44 реакторів.
Улаштування і принцип роботи
Механізм енерговиділення
Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому випадку, якщо речовина має запас енергій. Останнє означає, що мікрочастинки речовини перебувають у стані з енергією спокою більшої, ніж в іншому можливому, перехід у яке існує. Мимовільному переходу завжди перешкоджає енергетичний бар'єр, для подолання якого мікрочастинка повинна одержати ззовні якусь кількість енергії — енергії порушення. Екзоенергетична реакція полягає в тому, що в наступному за порушенням перетворенні виділяється енергії більше, чим потрібно для порушення процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії часток, що зустрічаються, або за рахунок енергії зв'язки, що приєднується частки.
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для порушення реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка часток речовини. Це досяжне тільки при підвищенні температури середовища до величини, при якій енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порога, що обмежує плин процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення звичайне становить сотні градусів Кельвіна, у випадку ж ядерних реакцій — це мінімум 107 K через дуже велику висоту кулоновських бар'єрів, що зустрічаються ядер. Теплове порушення ядерних реакцій здійснене на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулоновські бар'єри мінімальні (термоядерний синтез).
Порушення, що приєднуються частками не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих часткам сил притягання. Але зате для порушення реакцій необхідні самі частки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а одержання енергії в макроскопічних масштабах, те це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, що коли збуджують реакцію частки знову з'являються як продукти екзоенергетичної реакції.
Рис. 2 Схематичне улаштування гетерогенного реактора на теплових нейтронах:
1 — керуючий стрижень; 2 — біологічний захист; 3 — тепловий захист; 4 — сповільнювач; 5 — ядерне паливо; 6 — теплоносій.
Конструкція
Будь-який ядерний реактор складається з наступних частин:
- Активна зона з ядерним паливом і сповільнювачем;
- Відбивач нейтронів, що оточує активну зону;
- Теплоносій;
- Система регулювання ланцюгової реакції, у тому числі аварійний захист;
- Радіаційний захист;
- Система дистанційного керування.
Основна характеристика реактора — його вихідна потужність. Потужність в 1 Мвт відповідає ланцюговій реакції, при якій відбувається 3·10
поділень в 1 сек.Фізичні принципи роботи
Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які зв'язані наступним співвідношенням:
Для цих величин характерні наступні значення:
k > 1 — ланцюгова реакція наростає в часі, реактор перебуває в надкритичному стані, його реактивність ρ > 0;
k < 1 — реакція загасає, реактор — підкритичний, ρ < 0;
k = 1, ρ = 0 — число розподілів ядер постійно, реактор перебуває в стабільному критичному стані.
Умова критичності ядерного реактора:
де/- є частка повного числа нейтронів, що утворюються в реакторі, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність уникнути нейтрону витоку з кінцевого обсягу.
k0 — коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно більших розмірів.
Обіг коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів з їхніми втратами. Причин втрат фактично дві: захват без розподілу й витік нейтронів за межі середовища, що розмножує.
Очевидно, що k < k0, оскільки в кінцевому обсязі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більше, чим у нескінченному. Тому, якщо в речовині даного состава k0 < 1, те ланцюгова самопідтримуюча реакція неможлива як у нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязі. Таким чином, k0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.
k0 для теплових реакторів можна визначити по так званій «формулі 4-х співмножників»:
,де μ — коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах;
φ — імовірність уникнути резонансного захвата;
θ — коефіцієнт використання теплових нейтронів;
η — вихід нейтронів на одне поглинання.
Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідбору.
Критичний обсяг ядерного реактора — обсяг активної зони реактора в критичному стані. Критична маса — маса речовини, що ділиться, реактора, що перебуває в критичному стані.
Найменшою критичною масою мають реактори, у яких паливом служать водяні розчини солей чистих, що діляться ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса рівна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг. Теоретично, найменшою критичною масою має 251Cf, для якого ця величина становить усього 10 г.
З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад короткого циліндра або куба, тому що ці фігури мають найменше відношення площі поверхні до обсягу.
Незважаючи на те, що величина (e - 1) звичайно невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для більших ядерних реакторів (К∞ — 1) << 1. Без цього процесу було б неможливим створення перших графітових реакторів на природньому урані.
Для початку ланцюгової реакції звичайно достатньо нейтронів, народжуваних при спонтанному розподілі ядер урану. Можливо також використання зовнішнього джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252Cf або інших речовин.
Йодна яма — стан ядерного реактора після його вимикання, що характеризується нагромадженням короткоживучого ізотопу ксенону (135Xe). Цей процес приводить до тимчасової появи значної негативної реактивності, що, у свою чергу, унеможливлює вивід реактора на проектну потужність протягом певного періоду ( близько 1-2 доби).