Атомни електроцентрали (АЕЦ). Принципна схема на атомната електроцентрала. Технологични схеми на атомна електроцентрала (АЕЦ)
Ядрена Електроцентрала - Това са топлоцентрали, които използват енергията на ядрените реакции. Като ядрено гориво обикновено се използва изотопът на урана U-235, чието съдържание в естествения уран е 0,714%. Основната маса на урана - изотопа U-238 (99,28% от общата маса) при улавяне на неутрони се превръща във вторично гориво - плутоний Pu-239. Възможно е също така да се използва торий, който при улавяне от неутрони се превръща в делящ се изотоп на уран U-233. Реакцията на делене протича в ядрен реактор. Ядреното гориво обикновено се използва в твърда форма. Затворен е в защитна обвивка. Такива горивни елементи се наричат горивни пръти. Те са монтирани в работните канали на активната зона на реактора. Топлинната енергия, освободена по време на реакцията на делене, се отвежда от активната зона на реактора с помощта на охлаждаща течност, която се изпомпва под налягане през всеки работен канал или през цялата активна зона. Най-често срещаният охлаждащ агент е водата, която се подлага на цялостно почистване в неорганични филтри.
Принципна схема на атомна електроцентрала с ядрен реактор с водно охлаждане е показана на фиг. Топлината, отделена в активната зона на реактора 1, се отнема от вода (охладител) на 1-ви кръг, която се изпомпва през реактора от циркулационна помпа 2. Нагрятата вода от реактора постъпва в топлообменника (парогенератора) 3, където той предава получената в реактора топлина на вода 2- контур. Водата от 2-ри кръг се изпарява в парогенератора и получената пара влиза в турбината 4.
Ориз. Принципна схема на атомна електроцентрала с ядрен реактор с водно охлаждане
Деленето на 1 g изотопи на уран или плутоний освобождава 22 500 kWh, което е еквивалентно на енергията, съдържаща се в 2800 kg референтно гориво. Установено е, че световните енергийни ресурси на ядрено гориво (уран, плутоний и др.) значително надвишават енергийните ресурси на природните запаси от изкопаеми горива (нефт, въглища, природен гази т.н.). Това отваря широки перспективи за задоволяване на бързо нарастващото търсене на гориво. Освен това е необходимо да се вземе предвид непрекъснато нарастващият обем на потреблението на въглища и нефт за технологични цели на световната икономика. химическа индустрия, която се превръща в сериозен конкурент на топлоелектрическите централи. Въпреки откриването на нови находища на органично гориво и подобряването на методите за неговото производство, в света има тенденция да се приписва увеличение на цената му. Това създава най-трудни условия за страните с ограничени запасиорганични горива. Ясна нужда бързо развитиеядрена енергия, която вече заема видно място в енергийния баланс на редица индустриални страни по света.
Първата в света атомна електроцентрала за пилотни промишлени цели с мощност 5 MW е пусната в СССР на 27 юни 1954 г. в град Обнинск. Преди това енергията на атомното ядро се е използвала главно за военни цели. Пускането в експлоатация на първата атомна електроцентрала бележи откриването на ново направление в енергетиката, което беше признато на Първата международна научно-техническа конференция за мирното използване на атомната енергия (август 1955 г., Женева).
Реактори на атомни електроцентрали с воден охладител могат да работят във воден или парен режим. Във втория случай парата се получава директно в активната зона на реактора.
При деленето на уранови или плутониеви ядра се образуват бързи неутрони, чиято енергия е висока. В естествен или слабо обогатен уран, където съдържанието на U-235 е ниско, бърза неутронна верижна реакция не се развива. Следователно бързите неутрони се забавят до топлинни (бавни) неутрони. Като модератори в атомните електроцентрали се използват вещества, които съдържат елементи с ниска атомна маса, които имат ниска абсорбционна способност по отношение на неутроните. Основните модератори са вода, тежка вода, графит.
В момента най-усвоени са реакторите с топлинни неутрони. Такива реактори са структурно по-прости и по-лесни за управление от реакторите на бързи неутрони. Обещаващо направление обаче е използването на бързи неутронни реактори с разширено размножаване на ядрено гориво - плутоний; по този начин може да се използва по-голямата част от U-238.
На следващия етап от развитието на ядрената енергетика се планира да се усвоят термоядрени реактори, в които се използва енергията на реакциите на синтез на леки ядра на деутерий и тритий.
Видове ядрени реактори
В атомните електроцентрали в Русия се използват ядрени реактори от следните основни типове:
- вода-вода с обикновена вода като модератор и охлаждаща течност;
- графитно-воден с воден охладител и графитен модератор;
- тежка вода с воден охладител и тежка вода като модератор;
- графит-газ с газов охладител и графитен модератор.
Изборът на преобладаващо използвания тип реактор се определя главно от натрупания опит в реакторостроенето, както и от наличието на необходимото индустриално оборудване, суровини и др. В атомните електроцентрали на САЩ най-широко приложение намират реакторите с вода под налягане. В Англия се използват графитно-газови реактори. AT ядрената енергияКанада е доминирана от атомни електроцентрали с тежководни реактори.
В зависимост от вида и агрегатното състояние на охлаждащата течност се създава един или друг термодинамичен цикъл на атомните електроцентрали. Изборът на горната температурна граница на термодинамичния цикъл се определя от максимално допустимата температура на обвивките на горивните елементи (TVEL), съдържащи ядрено гориво, допустимата температура на самото ядрено гориво, както и от свойствата на носещия шип, приет за това. тип реактор.
В атомните електроцентрали, чийто топлинен реактор се охлажда с вода, обикновено се използват нискотемпературни парни цикли. Реакторите с газово охлаждане позволяват използването на относително по-икономични парни цикли с повишено начално налягане и температура. Топлинната схема на АЕЦ в тези два случая се изпълнява като 2-контурна: топлоносителят циркулира в 1-ви контур, 2-ри контур е пара-вода. В реактори с вряща вода или високотемпературен газов охладител е възможна едноконтурна топлинна АЕЦ. В реакторите с кипяща вода водата кипи в активната зона, получената пара-водна смес се отделя и наситената пара се изпраща или директно към турбината, или преди това се връща в сърцевината за прегряване.В високотемпературните графитно-газови реактори конвенционалната може да се използва цикъл на газова турбина. Реакторът в този случай действа като горивна камера.
По време на работа на реактора концентрацията на делящи се изотопи в ядреното гориво постепенно намалява, т.е. горивните елементи изгарят. Затова с течение на времето те се заменят с пресни. Ядреното гориво се презарежда с помощта на механизми и устройства с дистанционно управление. Отработените горивни пръти се прехвърлят в басейна за отработено гориво и след това се изпращат за преработка.
Реакторът и неговите обслужващи системи включват: самия реактор с биологична защита, топлообменници, помпи или вентилационни агрегати, които циркулират охлаждащата течност; тръбопроводи и арматура на циркулационната верига; устройства за презареждане на ядрено гориво; специални системи вентилация, аварийно охлаждане и др.
В зависимост от конструкцията реакторите имат отличителни черти: в реакторите под налягане горивните пръти и модераторът са разположени вътре в съда, който носи общото налягане на охлаждащата течност; в каналните реактори горивните елементи, охлаждани от охлаждаща течност, са монтирани в специални тръби-канали, проникващи в модератора, затворен в тънкостенен корпус. Такива реактори се използват в СССР (Сибирската, Белоярската АЕЦ и др.).
В случай на аварии в системата за охлаждане на реактора, за да се предотврати прегряване и изтичане на обвивките на горивните пръти, се осигурява бързо (в рамките на няколко секунди) потискане на ядрената реакция; Системата за аварийно охлаждане има независими източници на захранване.
Оборудването на машинната зала на АЕЦ е подобно на оборудването на машинната зала на ТЕЦ. Отличителна чертаповечето атомни електроцентрали - използването на пара с относително ниски параметри, наситена или леко прегрята.
В същото време, за да се изключи ерозионното увреждане на лопатките на последните етапи на турбината от частици влага, съдържащи се в парата, в турбината са монтирани сепаратори. Понякога е необходимо да се използват дистанционни сепаратори и пренагреватели на пара. Поради факта, че охлаждащата течност и съдържащите се в нея примеси се активират при преминаване през активната зона на реактора, конструкцията на оборудването на турбинната зала и системата за охлаждане на кондензатора на турбината на едноконтурни АЕЦ трябва напълно да изключва възможността за изтичане на охлаждаща течност . При двуконтурни АЕЦ с високи параметри на парата такива изисквания не се налагат към оборудването на турбинната зала.
Икономическата ефективност на атомната електроцентрала се определя от нейните основни технически показатели: мощност на блока на реактора, ефективност, енергийна плътност на активната зона, изгаряне на ядрено гориво, годишен коефициент на използване на инсталираната мощност на атомната електроцентрала. С увеличаване на мощността на атомната електроцентрала, специфичните инвестиции в нея (цената на инсталираните kW) намаляват по-рязко, отколкото при топлоелектрическите централи. В това главната причинастремеж към изграждане на големи атомни електроцентрали с голяма единична мощност на блокове. За икономиката на атомните електроцентрали е характерно, че делът на горивния компонент в себестойността на произведената електроенергия е 30-40% (в ТЕЦ 60-70%).
Поради аварията в Чернобил през 1986 г. програмата за развитие на ядрената енергетика е прекратена. След значително увеличение на производството на електроенергия през 80-те години темпът на растеж се забавя, а през 1992-1993г. започна спадът. При правилна експлоатация атомните електроцентрали са най-екологичният източник на енергия. Работата им не води до възникване на "парников" ефект, емисии в атмосферата в условия на безаварийна работа и не поглъщат кислород.
Недостатъците на атомните електроцентрали включват трудностите, свързани с изхвърлянето на ядрени отпадъци, катастрофалните последици от аварии и топлинното замърсяване на използваните резервоари. В нашата страна мощни атомни електроцентрали са разположени: в Централния и Централния черноземски райони, на север, на северозапад, в Урал, в района на Волга и в Северен Кавказ. Ново развитие в ядрената енергетика е създаването на APEC и AST. При когенерацията, както и при конвенционалната когенерация, се произвеждат топлина и електричество, а при AST - само топлина. ATES работи в село Билибино в Чукотка, AST се изгражда.
Единичната мощност на атомните енергийни блокове достигна 1500 MW. В момента се смята, че единичната мощност на атомната електроцентрала е ограничена не толкова от технически съображения, колкото от условията за безопасност при аварии с реактори.
Съгласно технологичните изисквания действащите в момента АЕЦ работят предимно в базовата част от графика на натоварване на електроенергийната система с продължителност на използване на инсталираната мощност 6500-7000 h/год.
Технологичната схема на атомната електроцентрала зависи от вида на реактора, вида на топлоносителя и модератора, както и от редица други фактори. Веригата може да бъде едноконтурна (фиг. а), двуконтурна (фиг. б) и триконтурна (фиг. в).
Едноконтурна технологична схема на АЕЦ
Единична веригас реактор с кипяща вода и графитен забавител тип РБМК-1000 е използван в Ленинградската АЕЦ. Реакторът работи в блок с две кондензационни турбини К-500-65/3000 и два генератора по 500 MW. Реакторът с кипяща вода е парогенератор и по този начин предопределя възможността за използване на едноконтурна схема. Начални параметри на наситената пара пред турбината: температура 284°C, налягане на парата 7,0 MPa. Схемата с един кръг е сравнително проста, но радиоактивността се разпространява във всички елементи на блока, което усложнява биологичната защита.
Двуконтурна технологична схема на атомна електроцентрала
Двойна веригаизползвани във воден реактор под налягане тип ВВЕР. В активната зона на реактора се подава вода под налягане, която се нагрява до температура 568-598°C при налягане 12,25-15,7 MPa. Енергията на охлаждащата течност се използва в парогенератора за образуване на наситена пара. Втората верига е нерадиоактивна. Блокът се състои от една кондензационна турбина с мощност 1000 MW или две турбини с мощност 500 MW със свързани генератори.
Триконтурна технологична схема на АЕЦ
Триконтурна схемаизползвани в атомни електроцентрали с реактори на бързи неутрони с натриев охладител тип BN-600. За да се изключи контактът на радиоактивен натрий с вода, се изгражда втора верига с нерадиоактивен натрий. Така веригата се оказва триверижна. Реакторът БН-600 работи в блок с три кондензационни турбини К-200-130 с начално налягане на парата 13 MPa и температура 500°C.
По време на работа на атомни електроцентрали, които не консумират изкопаеми горива (въглища, нефт, газ), оксиди на сяра, азот, въглероден двуокис; това намалява "парниковия ефект", водещ до глобалното изменение на климата.
В много страни атомните електроцентрали вече генерират повече от половината електроенергия (във Франция - около 75%, в Белгия - около 65%, в Русия - само 12%).
Уроците от аварията в атомната електроцентрала в Чернобил (април 1986 г.) изискват значително (многократно) повишаване на безопасността на атомните електроцентрали и ги принуждават да се откажат от изграждането на атомни електроцентрали в гъсто населени и сеизмично активни райони. Въпреки това, като се има предвид екологичната ситуация, ядрената енергия трябва да се разглежда като обещаваща.
АТОМНА ЕЛЕКТРОЦЕНТРАЛА(АЕЦ), електроцентрала, която използва топлината, отделена в ядрен реактор в резултат на контролирана верижна реакция на ядрено делене на тежки елементи за генериране на електричество (в основния. $\ce(^(233)U, ^(235)U, ^(239)Pu)$). Генерираната топлина в сърцевинаядрен реактор, се предава (директно или чрез междинен антифриз) работен флуид (предимно водна пара), който задвижва парни турбини с турбогенератори.
Атомната електроцентрала по принцип е аналог на конвенционалната ТЕЦ(ТЕЦ), в който се използва ядрен реактор вместо пещ на парен котел. Въпреки сходството на основните термодинамични схеми на атомни и топлоелектрически централи, между тях има и значителни разлики. Основните са екологичните и икономически предимства на атомните електроцентрали пред топлоелектрическите централи: атомните електроцентрали не се нуждаят от кислород за изгаряне на гориво; те не замърсяват околен святсерни и други газове; ядреното гориво има много по-висока калорична стойност(при делене на 1 g U или Pu изотопи се отделят 22 500 kWh, което е еквивалентно на енергията, съдържаща се в 3000 kg въглища), което рязко намалява обема му и разходите за транспортиране и обработка; световните енергийни ресурси на ядрено гориво значително надвишават природните запаси на въглеводородно гориво. В допълнение, използването на ядрени реактори (от всякакъв тип) като източник на енергия изисква промяна в топлинните схеми, приети в конвенционалните топлоелектрически централи, и въвеждането на нови елементи в структурата на атомните електроцентрали, например. биологични защита (вж Радиационна безопасност), системи за презареждане на отработено гориво, горивен басейн и др. Преносът на топлинна енергия от ядрен реактор към парни турбини се осъществява с помощта на охлаждаща течност, циркулираща през затворени тръбопроводи, в комбинация с циркулационни помпи, които образуват т.нар. . реакторна верига или контур. Като топлоносители се използват нормална и тежка вода, водна пара, течни метали, органични течности и някои газове (например хелий, въглероден диоксид). Веригите, през които циркулира охлаждащата течност, винаги са затворени, за да се избегне изтичане на радиоактивност, техният брой се определя главно от вида на ядрения реактор, както и от свойствата на работния флуид и охлаждащата течност.
В атомни електроцентрали с едноконтурна схема (фиг., а) охлаждащата течност също е работна течност, цялата верига е радиоактивна и следователно е заобиколена от биологична защита. Когато се използва инертен газ като охлаждаща течност, като хелий, който не се активира в неутронното поле на активната зона, е необходимо биологично екраниране само около ядрения реактор, тъй като охлаждащата течност не е радиоактивна. Охлаждащата течност - работният флуид, нагрявайки се в активната зона на реактора, след това навлиза в турбината, където неговата топлинна енергия се преобразува в механична енергия и след това в електрическия генератор - в електрическа енергия. Най-често срещаните са едноконтурни атомни електроцентрали с ядрени реактори, в които охлаждащата течност и неутронен модераторслужи като вода. Работната течност се образува директно в активната зона, когато охлаждащата течност се нагрява до кипене. Такива реактори се наричат реактори с кипяща вода, в световната ядрена енергетика те се наричат BWR (реактор с кипяща вода). В Русия широко разпространени са реакторите с кипяща вода с воден охладител и графитен модератор - RBMK (канален реактор с висока мощност). Използването на високотемпературни реактори с газово охлаждане (с хелиев охладител) - HTGR (HTGR) в АЕЦ се счита за перспективно. Коефициентът на полезно действие на едноконтурни АЕЦ, работещи в затворен газов турбинен цикъл, може да надхвърли 45–50%.
С двуконтурна схема (фиг., b) първичната охлаждаща течност, загрята в активната зона, се прехвърля към парогенератора ( топлообменник) топлинна енергия към работния флуид във втория кръг, след което се връща в сърцевината от циркулационната помпа. Първичният охладител може да бъде вода, течен метал или газ, а работният флуид е вода, която се превръща във водна пара в парогенератора. Първият контур е радиоактивен и е заобиколен от биологична защита (освен когато инертен газ се използва като охлаждаща течност). Втората верига обикновено е радиационно безопасна, тъй като работният флуид и охлаждащата течност на първичната верига не влизат в контакт. Най-разпространени са двуконтурните атомни електроцентрали с реактори, в които вода е първичен топлоносител и модератор, а парата е работно тяло. Този тип реактори се наричат ВВЕР - водна мощност под налягане. реактор (PWR - Power Water Reactor). Ефективността на атомните електроцентрали с ВВЕР достига 40%. По отношение на термодинамичната ефективност такива АЕЦ отстъпват на едноконтурните АЕЦ с ВТГР, ако температурата на газовия топлоносител на изхода от активната зона надвишава 700 °C.
Термични схеми с три вериги (фиг., в) се използват само в случаите, когато е необходимо напълно да се изключи контактът на охлаждащата течност на първата (радиоактивна) верига с работния флуид; например, когато активната зона се охлажда с течен натрий, контактът му с работния флуид (пара) може да доведе до голяма авария. Течен натрий като охладител се използва само в ядрени реактори на бързи неутрони (FBR - Fast Breeder Reactor). Характеристика на атомните електроцентрали с реактор на бързи неутрони е, че едновременно с генерирането на електрическа и топлинна енергия те възпроизвеждат делящи се изотопи, подходящи за използване в топлинни ядрени реактори (виж фиг. Размножителен реактор).
Турбините на атомните електроцентрали обикновено работят с наситена или леко прегрята пара. При използване на турбини, работещи с прегрята пара, наситената пара преминава през активната зона на реактора (през специални канали) или през специален топлообменник - прегревател, работещ с въглеводородно гориво за повишаване на температурата и налягането. Термодинамичната ефективност на цикъла на АЕЦ е толкова по-висока, колкото по-високи са параметрите на топлоносителя, работния флуид, които се определят от технологичните възможности и свойствата на конструктивните материали, използвани в охладителните кръгове на АЕЦ.
В атомните електроцентрали се обръща голямо внимание на пречистването на охлаждащата течност, тъй като естествените примеси, присъстващи в нея, както и корозионните продукти, които се натрупват по време на работа на оборудването и тръбопроводите, са източници на радиоактивност. Степента на чистота на топлоносителя до голяма степен определя нивото на радиационната обстановка в помещенията на АЕЦ.
Атомните електроцентрали почти винаги се изграждат в близост до потребители на енергия, тъй като разходите за транспортиране на ядрено гориво до атомни електроцентрали, за разлика от въглеводородното гориво за топлоелектрически централи, имат малък ефект върху цената на генерираната енергия (обикновено ядреното гориво в енергийните реактори се заменя с нова веднъж на няколко години).години), а преносът както на електрическа, така и на топлинна енергия на дълги разстояния значително увеличава цената им. Атомните електроцентрали са построени от подветрената страна на най-близкото населено място, около него създават санитарно-защитна зона и зона за наблюдение, където населението е неприемливо. В зоната за наблюдение е поставена контролно-измервателна апаратура за непрекъснат мониторинг на околната среда.
АЕЦ – основата ядрената енергия. Основното им предназначение е производството на електроенергия (атомни електроцентрали от кондензационен тип) или комбинирано производство на електроенергия и топлина (ядрени комбинирани топлоелектрически централи - АТЕС). В АЕЦ част от отработената в турбините пара се отклонява към т.нар. мрежови топлообменници за отопление на вода, циркулираща в затворени топлоснабдителни мрежи. В някои случаи топлинната енергия на ядрените реактори може да се използва само за отопление (ядрени топлоснабдителни станции - AST). В този случай нагрятата вода от топлообменниците на първия и втория кръг навлиза в мрежовия топлообменник, където отдава топлина на мрежовата вода и след това се връща обратно във веригата.
Едно от предимствата на атомните електроцентрали в сравнение с конвенционалните топлоелектрически централи е високата им екологичност, която се запазва по време на квалификацията. експлоатация на ядрени реактори. Съществуващите бариери за радиационна безопасност на АЕЦ (обвивка на гориво, корпус на ядрен реактор и др.) предотвратяват замърсяването на топлоносителя с радиоактивни продукти на делене. Изгражда се защитна обвивка (контейнмънт) над реакторната зала на АЕЦ за предотвратяване на навлизането на радиоактивни материали в околната среда при най-тежките аварии – разхерметизация на първи контур, разтопяване на активната зона. Обучението на персонала на АЕЦ предвижда обучение на специални тренажори (симулатори на АЕЦ) за отработване на действия както в нормални, така и в аварийни ситуации. Атомната електроцентрала разполага с редица услуги, които осигуряват нормалното функциониране на централата, безопасността на нейния персонал (например дозиметричен контрол, осигуряване на санитарни и хигиенни изисквания и др.). На територията на атомната електроцентрала са създадени временни хранилища за свежо и отработено ядрено гориво, за течни и твърди радиоактивни отпадъци, възникващи по време на нейната експлоатация. Всичко това води до факта, че цената на инсталиран киловат мощност в атомните електроцентрали е с над 30% по-висока от цената на киловат в топлоелектрическите централи. Въпреки това, цената на енергията, доставена на потребителя, генерирана в атомните електроцентрали, е по-ниска, отколкото в топлоелектрическите централи, поради много малкия дял на горивния компонент в тази цена. Поради високата ефективност и характеристиките на регулиране на мощността, АЕЦ обикновено се използват в основни режими, докато коефициентът на използване на инсталираната мощност на АЕЦ може да надхвърли 80%. С нарастването на дела на атомните електроцентрали в общия енергиен баланс на региона те могат да работят и в маневрен режим (за покриване на неравномерностите на натоварването в местната енергийна система). Способността на атомните електроцентрали да работят дълго време без смяна на горивото прави възможно използването им в отдалечени региони. Разработени са АЕЦ, чието разположение на оборудването е базирано на принципите, прилагани в корабните атомни електроцентрали. инсталации (виж Ядрен кораб). Такива атомни електроцентрали могат да бъдат поставени например на шлеп. Атомните електроцентрали с HTGR са обещаващи, генериращи топлинна енергия за изпълнение на технологични процеси в металургичната, химическата и нефтената промишленост, при газификацията на въглища и шисти, при производството на синтетично въглеводородно гориво. Срокът на експлоатация на АЕЦ е 25-30 години. Извеждането от експлоатация на атомна електроцентрала, демонтирането на реактора и рекултивацията на площадката му до състояние на „зелена морава“ е сложна и скъпа организационна и техническа мярка, която се извършва по планове, разработени за всеки конкретен случай.
Първата действаща атомна електроцентрала в света с мощност 5000 kW е пусната в Русия през 1954 г. в град Обнинск. През 1956 г. е пусната в експлоатация атомната електроцентрала в Калдър Хол във Великобритания (46 MW), през 1957 г. е пусната в експлоатация атомната електроцентрала в Шипингпорт в САЩ (60 MW). През 1974 г. е пусната първата в света топлоелектрическа централа Билибинская (Чукотски автономен окръг). Масовото строителство на големи икономични атомни електроцентрали започва през 2-ра половина. 1960 г Въпреки това, след аварията (1986 г.) в атомната електроцентрала в Чернобил, привлекателността ядрената енергиязначително намаля, а в редица страни, които имат достатъчно собствени традиционни горивни и енергийни ресурси или достъп до тях, изграждането на нови атомни електроцентрали всъщност спря (Русия, САЩ, Великобритания, Германия). В началото на 21 век, на 11 март 2011 г., в Тихия океан край източното крайбрежие на Япония, в резултат на силно земетресение с магнитуд от 9,0 до 9,1 и последвалото цунами(височина на вълната достигна 40,5 m) в атомната електроцентрала Fukushima1 (Град Окума, префектура Фукушима) най-големияттехнологична катастрофа– радиационна авария от максимално ниво 7 по Международната скала за ядрени събития. Цунамито порази външните електрозахранвания и резервните дизелови генератори, което доведе до неработоспособност на всички системи за нормално и аварийно охлаждане и доведе до разтопяване на активната зона на реактора на енергоблокове 1, 2 и 3 в първите дни на аварията. През декември 2013 г. атомната електроцентрала беше официално затворена. От първата половина на 2016 г. високото ниво на радиация прави невъзможна работата не само на хората в реакторните сгради, но и на роботите, които поради високо ниворадиацията е извън строя. Предвижда се изнасянето на почвените слоеве в специални хранилища и унищожаването им да отнеме 30 години.
31 страни в света използват атомни електроцентрали. Валиден за 2015 е ок. 440 ядрени енергийни реактора (енергоблокове) с обща мощност над 381 000 MW (381 GW). ДОБРЕ. В процес на изграждане са 70 ядрени реактора. Световен лидер по дял в общото производство на електроенергия е Франция (второ място по инсталирана мощност), в която атомната енергия е 76,9%.
Най-голямата атомна електроцентралав света за 2015 г. (по отношение на инсталираната мощност) - Kashiwazaki-Kariwa (Kashiwazaki, префектура Ниигата, Япония). В експлоатация има 5 реактора с кипяща вода (BWR) и 2 усъвършенствани реактора с кипяща вода (ABWR) с общ капацитет от 8212 MW (8,212 GW).
Най-голямата атомна електроцентрала в Европа е Запорожката АЕЦ (Енергодар, Запорожка област, Украйна). От 1996 г. работят 6 енергоблока с реактори ВВЕР-1000 с обща мощност 6000 MW (6 GW).
| Таблица 1. Най-големите потребители на ядрена енергия в света | |||
| състояние | Брой мощности | Обща мощност (MW) | Общо генерирано електроенергия (милиарда kWh/година) |
| САЩ | 104 | 101 456 | 863,63 |
| Франция | 58 | 63 130 | 439,74 |
| Япония | 48 | 42 388 | 263,83 |
| Русия | 34 | 24 643 | 177,39 |
| Южна Кореа | 23 | 20 717 | 149,2 |
| Китай | 23 | 19 907 | 123,81 |
| Канада | 19 | 13 500 | 98,59 |
| Украйна | 15 | 13 107 | 83,13 |
| Германия | 9 | 12 074 | 91,78 |
| Великобритания | 16 | 9373 | 57,92 |
САЩ и Япония разработват миниатомни електроцентрали с мощност около 10-20 MW за топло- и електроснабдяване на отделни индустрии, жилищни комплекси, и в бъдеще, индивидуални къщи. Реакторите с малък размер са създадени с помощта на безопасни технологии, които значително намаляват възможността за изтичане на ядрен материал.
Към 2015 г. в Русия има 10 атомни електроцентрали, които експлоатират 34 енергоблока с обща мощност 24 643 MW (24,643 GW), от които 18 са енергоблокове с реактори тип ВВЕР (включително 11 енергоблока ВВЕР-1000 и 6 енергоблока ВВЕР-440 с различни модификации); 15 енергоблока с канални реактори (11 енергоблока с реактори тип РБМК-1000 и 4 енергоблока с реактори тип ЕГП-6 - енергиен хетерогенен контурен реактор с 6 циркулационни контура на топлоносителя, електрическа мощност 12 MW); 1 енергоблок с реактор на бързи неутрони с натриево охлаждане БН-600 (1 енергоблок БН-800 е в процес на въвеждане в промишлена експлоатация). Според Федералното целева програма„Развитие на атомно-енергийния комплекс на Русия“, до 2025 г. делът на електроенергията, произведена в атомните електроцентрали на Руската федерация, трябва да нарасне от 17 на 25% и да възлезе на ок. 30,5 GW. Предвижда се изграждането на 26 нови енергоблока, 6 нови атомни централи, две от които плаващи (табл. 2).
| Таблица 2. АЕЦ, работещи на територията на Руската федерация | ||||
| Име на АЕЦ | Брой мощности | Години на въвеждане в експлоатация на енергийни блокове | Обща инсталирана мощност (MW) | Тип реактор |
| Балаковска АЕЦ (близо до Балаково) | 4 | 1985, 1987, 1988, 1993 | 4000 | ВВЕР-1000 |
| Калининска АЕЦ [125 км от Твер на брега на река Удомля (Тверска област)] | 4 | 1984, 1986, 2004, 2011 | 4000 | ВВЕР-1000 |
| Курска АЕЦ (близо до град Курчатов на левия бряг на река Сейм) | 4 | 1976, 1979, 1983, 1985 | 4000 | РБМК-1000 |
| Ленинградска АЕЦ (близо до Соснови Бор) | 4 в строеж - 4 бр | 1973, 1975, 1979, 1981 | 4000 | РБМК-1000 (първата централа в страната с реактори от този тип) |
| Ростовска АЕЦ (намира се на брега на язовир Цимлянск, на 13,5 км от град Волгодонск) | 3 | 2001, 2010, 2015 | 3100 | ВВЕР-1000 |
| Смоленска АЕЦ (3 км от сателитния град Десногорск) | 3 | 1982, 1985, 1990 | 3000 | РБМК-1000 |
| Нововоронежска АЕЦ (близо до Нововоронеж) | 5; (2 - изтеглени), в процес на изграждане - 2 бр. | 1964 и 1969 (оттеглени), 1971, 1972, 1980 | 1800 | ВВЕР-440; ВВЕР-1000 |
| Колска АЕЦ (200 км южно от Мурманск на брега на езерото Имандра) | 4 | 1973, 1974, 1981, 1984 | 1760 | ВВЕР-440 |
| Белоярска АЕЦ (близо до Заречни) | 2 | 1980, 2015 | 600 800 | БН-600 БН-800 |
| АЕЦ Билибино | 4 | 1974 (2), 1975, 1976 | 48 | EGP-6 |
Проектирани АЕЦ в Руската федерация
От 2008 г. по новия проект АЕЦ-2006 (проектът на руската атомна електроцентрала от ново поколение "3+" с подобрени технико-икономически показатели) се изгражда Нововоронежска АЕЦ-2 (близо до Нововоронежката АЕЦ), която предвижда използването на реактори ВВЕР-1200. В ход е изграждането на 2 енергоблока с обща мощност 2400 MW, в бъдеще се планира изграждането на още 2.
Балтийската АЕЦ предвижда използването на реакторна централа ВВЕР-1200 с мощност 1200 MW; енергоблокове - 2. Общата инсталирана мощност е 2300 MW. Пускането в експлоатация на първия блок е планирано за 2020 г. Федералната агенция по атомна енергия на Русия изпълнява проект за създаване на плаващи атомни електроцентрали ниска мощност. Строящата се АЕЦ "Академик Ломоносов" ще бъде първата в света плаваща атомна електроцентрала. Плаващата станция може да се използва за производство на електричество и топлина, както и за обезсоляване на морска вода. Той може да произвежда от 40 до 240 хиляди m 2 прясна вода на ден. Инсталираната електрическа мощност на всеки реактор е 35 MW. Пускането в експлоатация на станцията е планирано за 2018 г.
Международни проекти на Русия за ядрена енергетика
23.09.2013 Русия предаде на Иран експлоатацията на АЕЦ Бушер (Бушир) , близо до град Бушер (спирка Бушир); брой енергоблокове - 3 (1 построен, 2 - в процес на изграждане); тип реактор - ВВЕР-1000. АЕЦ "Куданкулам", близо до град Куданкулам (Тамил Наду, Индия); брой енергоблокове - 4 (1 - в експлоатация, 3 - в процес на изграждане); тип реактор - ВВЕР-1000. АЕЦ "Аккую", близо до град Мерсин (ил Мерсин, Турция); брой енергоблокове - 4 (в процес на изграждане); тип реактор - ВВЕР-1200; Беларуска АЕЦ (Островец, Гродненска област, Беларус); брой енергоблокове - 2 (в процес на изграждане); тип реактор - ВВЕР-1200. АЕЦ Hanhikivi 1 (нос Hanhikivi, регион Pohjois-Pohjanmaa, Финландия); брой енергоблокове - 1 (в процес на изграждане); тип реактор - ВВЕР-1200.
Страница 1 от 3
Атомните електроцентрали (АЕЦ) могат да бъдат кондензационни, отоплителни централи (ATES), както и атомни топлоцентрали (ACT) и атомни промишлени топлоцентрали (ACPT). Атомните електроцентрали се изграждат на блоков принцип, както в топлинната, така и в електрическата част.
Ядрените реактори на атомните електроцентрали се класифицират по различни критерии. Според нивото на неутронната енергия реакторите се делят на два основни класа: топлинни (на топлинни неутрони) и бързи (на бързи неутрони). Според вида на неутронния забавител реакторите биват водни, тежководни, графитни, а според вида на топлоносителя - водни, тежководни, газови, течнометални. Реакторите с водно охлаждане също се класифицират според дизайн: каса и канал.
От гледна точка на организацията на ремонта на оборудването най-голямо значение за атомните електроцентрали има класификацията по брой вериги. Броят на веригите се избира, като се вземат предвид изискванията на разпоредбата безопасна работаблокират при всички възможни аварийни ситуации. Увеличаването на броя на кръговете е свързано с появата на допълнителни загуби в цикъла и съответно намаляване на ефективността на АЕЦ.
В системата на всяка атомна електроцентрала се разграничават охлаждаща течност и работна течност. Работното тяло, т.е. средата, която извършва работата, преобразувайки топлинната енергия в механична, е водната пара. Целта на охлаждащата течност в атомните електроцентрали е да отвежда топлината, отделена в реактора. Ако веригите на топлоносителя и работния флуид не са разделени, АЕЦ се нарича едноконтурен (фиг. 1).
Фиг. 1. Топлинна схема на АЕЦ:
а - едноверижен; b - двуконтурен; в - три вериги; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- кондензационен агрегат; 5- кондензна помпа; b - система за регенеративно нагряване на захранваща вода; 7 - захранваща помпа; 8 - парогенератор; 9 - циркулационна помпа на веригата на реактора; 10 - циркулационна помпа на междинна верига
При едноконтурни схеми цялото оборудване работи в радиационно активни условия, което усложнява ремонта му. АЕЦ с реактори тип РБМК-1000 и РБМК-1500 работят по едноконтурна схема.
Ако веригите на охлаждащата течност и работната течност са разделени, тогава атомната електроцентрала се нарича двуконтурна. Съответно веригата на охлаждащата течност се нарича първа, а веригата на работната течност се нарича втора. При такива схеми реакторът се охлажда от охлаждаща течност, изпомпвана през него, а парогенераторът се охлажда от главната циркулационна помпа. Така образуваната верига на охлаждащата течност е радиоактивна, но включва не цялото оборудване на централата, а само част от него. Втората верига включва оборудване, което работи при липса на радиационна активност - това опростява ремонта на оборудването. При двуконтурна станция е необходим парогенератор, който разделя първата и втората верига.
АЕЦ с реактори тип ВВЕР-440 и ВВЕР-1000 работят по двуконтурна схема. Има охлаждащи течности, които интензивно взаимодействат с пара и вода. Това може да създаде риск от изпускане на радиоактивни вещества в обслужваните помещения. Такава охлаждаща течност е например течен натрий. Поради това се създава допълнителна (междинна) верига, за да се избегне контакт на радиоактивен натрий с вода или водни пари дори при аварийни условия. Такива атомни електроцентрали се наричат триконтурни. АЕЦ с реактори от типа БН-350 и БН-600 работят по триконтурна схема.В момента енергийните блокове с мощност 350–1500 MW с реактори ВВЕР-440, ВВЕР-1000, РБМК-1000 , RBMK-1500, типовете BN се инсталират главно в атомни електроцентрали -350 и BN-600. Основните характеристики на реакторите са дадени в табл. един.
Маса 1. Основни характеристики на реакторите на атомни електроцентрали
Параметър | Тип реактор |
||||
Вода-вода | Канал водно-графитен | На бързи неутрони |
|||
БН-350 БН-600 |
|||||
Топлинна мощност на реактора, MW | |||||
Електрическа мощност, MW | |||||
Налягане в корпуса на реактора, MPa | |||||
Налягане в сепараторни барабани или в парогенератори, MPa | |||||
Дебит на водата, циркулираща в реактора, m3/h | |||||
Реакторна кампания, з | |||||
Размер на сърцевината, m: диаметър височина | 1,5 2,05 1,0 0,75 |
||||
Горивни касети: брой касети брой горивни пръти в касета | |||||
Атомни електроцентрали, в които са монтирани реактори: ВВЕР-440 - Ровно и др.; ВВЕР-1000 - Запорожие, Балаково, Нововоронеж, Калинин, Южноукраински и др.; РБМК-1000 - Ленинград, Чернобил, Курск, Смоленск и др.; РБМК-1500 - Игналина; BN-350 - Шевченковская; БН-600 - Белоярская.
Енергиен реактор с вода под налягане (ВВЕР) е реактор от съдов тип. Модератор и охлаждаща течност - вода под налягане. Работната течност в атомните електроцентрали с реактори ВВЕР е водна пара.
Реакторът с висока мощност с кипяща вода (RBMK) е канален реактор, в който графитът служи като модератор, а водата и сместа от пара и вода служат като охлаждаща течност.
В реакторите с бързи неутрони натрият е охлаждащата течност на първичния и вторичния контур, като по този начин се елиминира възможността за контакт на радиоактивен метал с вода. На фиг. 2 показва главницата технологична системаАЕЦ с ВВЕР. Топлинната енергия от активната зона на реактора 5 към парогенератора 1 се пренася от вода, циркулираща под налягане, създадено от MCP 2. Реакторът VVER-1000 има четири главни циркулационни кръга (един кръг е условно показан на фиг. 2) и същия брой MCP . 
Ориз. 2. Опростена технологична схема на атомна електроцентрала с водно охлаждан енергиен реактор:
1 - парогенератор; 2 - главна циркулационна помпа (MCP); 3 - компенсатор на обема; 4 - хидравличен акумулатор на системата за аварийно охлаждане; 5 - реактор; 6 - инсталация за специална обработка на водата; 7 - помпа за нормално подхранване и регулиране на бора; 8 - топлообменник и помпа за охлаждане на басейна от горивни елементи (горивни пръти); 9 - резервоари за аварийно захранване с борен разтвор на системата ECCS с нормална и висока концентрация; 10 - топлообменник за охлаждане на реактора; 11 - спринклерни помпи; 12 - помпи за аварийно охлаждане на ниско и високо налягане; 13, 15 - аварийни и работни помпи за изпомпване на борен концентрат; 14 - резервоар с борен концентрат; 16 - въздушна турбина; 17 - сепаратор-прегревател; 18 - високоскоростни редуктори (BRU) за изпускане на пара; 19 - генератор; 20 - маслен охладител; 21, 22 - газов охладител и неговата помпа; 23 - помпа за техническа вода; 24 - турбинна циркулационна помпа; 25 - кондензатор; 26, 28 - кондензни помпи на първи и втори етап; 27- почистване на кондензат; 29 - нагревател с ниско налягане; 30 - хранителна турбопомпа; 31 - електрическа помпа за захранване с пясък; 32 - охлаждаща помпа; 33 - обезвъздушител; 34 - нагревател за високо налягане; 35 - резервоар за съхранение на захранваща вода; 36 - аварийна захранваща помпа; 37 - помпи за източване на охлаждащата течност от I верига
За поддържане на определено налягане на парата над нивото на водата в реакторната верига е монтиран обемен компенсатор 3 с електрическо отопление, което осигурява изпаряването на водата в обемния компенсатор.
Безопасността на АЕЦ се осигурява от системи за нормална експлоатация, системи за херметизация и система за аварийно охлаждане на активната зона на реактора (СОЗО). Контейнмент системата и ECCS трябва да осигуряват неразпространение на радиоактивност извън херметически затворените помещения на АЕЦ при всички нормални и аварийни условия. Аварийното охлаждане на реактора се осигурява от три независими системи. Една от тези системи се състои от резервоари за авариен разтвор на бор 9, топлообменник за охлаждане 10, спринклерна помпа 11, помпи за аварийно охлаждане с ниско и високо налягане 12. В случай на понижаване на налягането във веригата на реактора и малък теч, помпи 12 се включват, доставяне на бориран разтвор към веригата. При максимална проектна авария (МПА) - разкъсване на главния циркулационен кръг и спад на налягането в реактора, водата се подава в обема над активната зона и под нея от хидроакумулаторите 4. Това трябва да предотврати кипенето на водата в реактор. В същото време борната вода се подава към спринклерните инсталации и към веригата на реактора. Във водните струи на спринклерната система парата кондензира и се предотвратява натрупването на налягане в херметичната конструкция. Водата, която тече в ямите, се охлажда в топлообменници 10 и се инжектира отново във веригата и спринклерните инсталации, докато реакторът се охлади напълно.
Захранването на първи контур в нормален режим се осъществява от помпи 7 от деаератора на първи контур. При ниски дебити водата, съдържаща бор, се подава от помпи 13 и 15.
Има топлообменник и помпа 8 за охлаждане на водата в басейна за презареждане и задържане на горивни елементи (горивни елементи) Помпи 37 са необходими за осигуряване на циркулацията на охлаждащата течност през топлообменника и специална обработка на водата.
С помощта на системата за управление и защита на реактора (CPS) реакторът се стартира и спира, извършва се изход и автоматично поддържане на мощността и регулиране на полетата за освобождаване на енергия по обема на активната зона. Реакторът се управлява и защитава от движещи се абсорбери на неутрони в активната зона на реактора с помощта на управление.
Технологичната схема на втория нерадиоактивен кръг на АЕЦ е в много отношения подобна на схемата на ЦЕС.
Конструктивно реакторното отделение с реактор ВВЕР-1000 се състои от херметична част - обвивката и част без налягане - обшивката. Основното оборудване е разположено в херметизираната част: реактор, парогенератор, MCP, компенсатор на обема, главни циркулационни тръбопроводи, резервоари ECCS и др. За осигуряване на необходимата степен на безопасност оборудването и комуникациите с радиоактивен високо налягане охлаждаща течност, която, когато веригата е декомпресирана, освобождава радиоактивни фрагменти от делене навън, затворени в запечатана обвивка. Обвивката задържа радиоактивните продукти от аварията в помещението, без да влошава пределно допустимата радиационна обстановка извън обвивката на реактора.
Разположението на енергоблоковете на АЕЦ с реактори ВВЕР-1000 се основава на принципа на модулното разположение, т.е. Във всеки енергоблок са предвидени всички системи, осигуряващи радиационната и ядрена безопасност на енергоблока, както и аварийно спиране, охлаждане, отвеждане на остатъчна топлина и комплекс от следаварийни мерки, независимо от режима на работа на останалите енергоблокове. Общите системи на централата, необходими за осигуряване на работата на енергоблоковете в нормални режими на работа, са обособени в отделни съоръжения на АЕЦ.
Уплътнената част е с цилиндрична форма и се състои от два обема - горен и долен, които са свързани по въздух. Горната част е покрита със сферичен купол. В горната част на корпуса е разположено оборудването на реакторната централа, системата за почистване на първичния топлоносител, транспорта и технологично оборудванеи вентилационни системи.
Долната цилиндрична част на корпуса е коаксиална на горния цилиндър и лежи върху фундаментната плоча на реакторното отделение. В тази част са монтирани вентилационните камери на тръбопроводите на системата за аварийно охлаждане на реактора, системата за охлаждане на шахтата на реактора и др.
Нехерметичната част на реакторното отделение има форма на квадрат в план, който обхваща обиколката на корпуса. В помещенията са монтирани блокови технологични системи, които според функционалното си предназначение технологични процеситрябва да се намира в зона с ограничен достъп. Реакторното отделение е зона със строг режим. В помещенията на реакторното отделение персоналът може да бъде изложен на външно облъчване 0- и -7, замърсяване на въздуха с радиоактивни газове и аерозоли, замърсяване на повърхността на строителни конструкции и оборудване с радионуклиди или радиоактивни вещества.
В АЕЦ с реактори ВВЕР-1000 помещенията на зоната със свободен режим включват: машинното помещение, където са монтирани турбината К-1030-60/1500 или К-1000-60/1500 и турбогенератора ТВВ-1000-4УЗ , захранващият 42 вентилационен център, блоковите щитове за управление и друго оборудване, т.е. помещения, в които персоналът не участва пряко в работа с източници на йонизиращи лъчения. В зоната със свободен режим въздействието върху персонала на йонизиращи лъчения е практически изключено.
При оценка на нивото на радиация в помещенията на АЕЦ основният фактор на радиационно облъчване е потокът от йонизиращи лъчения, проникващи през биологичната защита, главно потокът от 7-лъчения. Във всички зони на АЕЦ вентилационните системи осигуряват допустими концентрации на радиоактивни вещества във вдишания въздух.
Атомна електроцентрала - комплекс от необходими системи, устройства, оборудване и конструкции, предназначени за производство на електрическа енергия. Станцията използва уран-235 като гориво. Наличието на ядрен реактор отличава атомните електроцентрали от другите електроцентрали.
В атомните електроцентрали има три взаимни трансформации на форми на енергия
Ядрената енергия
отива в топлина
Термална енергия
преминава в механичен
преобразуван в електрически
1. Ядрената енергия се превръща в топлина
Основата на станцията е реакторът - структурно обособен обем, в който се зарежда ядрено гориво и където протича контролирана верижна реакция. Уран-235 се деля с бавни (топлинни) неутрони. В резултат на това се отделя огромно количество топлина.
ПАРОГЕНЕРАТОР
2. Топлинната енергия се преобразува в механична
Топлината се отвежда от активната зона на реактора чрез охлаждаща течност - течно или газообразно вещество, преминаващо през неговия обем. Тази топлинна енергия се използва за производство на водна пара в парогенератор.
ГЕНЕРАТОР НА ЕНЕРГИЯ
3. Механичната енергия се преобразува в електрическа
Механичната енергия на парата се изпраща в турбогенератора, където се преобразува в електрическа енергия и след това по проводниците се насочва към консуматорите.
От какво е направена атомната електроцентрала?
Атомната електроцентрала е комплекс от сгради, в които се помещава технологично оборудване. Основната сграда е основната сграда, в която се намира реакторната зала. В него се помещава самият реактор, басейн за ядрено гориво, презареждаща машина (за зареждане на гориво), всичко това се наблюдава от оператори от блок щитконтрол (BCR).
Основният елемент на реактора е активната зона (1) . Намира се в бетонна шахта. Задължителни компоненти на всеки реактор са системата за управление и защита, която позволява да се осъществи избраният режим на контролирана верижна реакция на делене, както и системата за аварийна защита - за бързо спиране на реакцията в случай на спешен случай. Всичко това е монтирано в основната сграда.
Има и втора сграда, където се намира турбинната зала (2): парогенератори, самата турбина. Следващите по технологичната верига са кондензатори и високоволтови електропроводи, които излизат извън площадката на станцията.
На територията има сграда за презареждане и съхранение на отработено ядрено гориво в специални басейни. Освен това станциите са оборудвани с елементи на циркулационна охладителна система - охладителни кули (3) (бетонна кула, стесняваща се нагоре), охладително езерце (естествен или изкуствено създаден резервоар) и бризгални басейни.
Какво представляват атомните електроцентрали?
В зависимост от типа на реактора атомните електроцентрали могат да имат 1, 2 или 3 контура на работа на топлоносителя. В Русия най-широко се използват байпасни АЕЦ с реактори тип ВВЕР (енергетични реактори с охлаждане под налягане).
АЕЦ С 1-КУРГОВИ РЕАКТОРИ
АЕЦ С 1-КУРГОВИ РЕАКТОРИ
Едноконтурната схема се използва в атомни електроцентрали с реактори тип РБМК-1000. Реакторът работи в блок с две кондензационни турбини и два генератора. В този случай самият кипящ реактор е парогенератор, което прави възможно използването на едноконтурна схема. Схемата с един кръг е сравнително проста, но радиоактивността в този случай се простира до всички елементи на блока, което усложнява биологичната защита.
В момента в Русия работят 4 атомни електроцентрали с едноконтурни реактори
АЕЦ С 2-КУРГОВИ РЕАКТОРИ
АЕЦ С 2-КУРГОВИ РЕАКТОРИ
Двуконтурната схема се използва в атомни електроцентрали с реактори с водно охлаждане от типа VVER. Вода под налягане се подава към активната зона на реактора, която се нагрява. Енергията на охлаждащата течност се използва в парогенератора за образуване на наситена пара. Втората верига е нерадиоактивна. Блокът се състои от една кондензационна турбина с мощност 1000 MW или две турбини с мощност 500 MW със свързани генератори.
В момента в Русия има 5 атомни електроцентрали с двуконтурни реактори
АЕЦ С 3-КОНТУРНИ РЕАКТОРИ
АЕЦ С 3-КОНТУРНИ РЕАКТОРИ
Триконтурната схема се използва в атомни електроцентрали с реактори на бързи неутрони с натриев топлоносител тип BN. За да се изключи контактът на радиоактивен натрий с вода, се изгражда втора верига с нерадиоактивен натрий. Така веригата се оказва триверижна.
Ядреният реактор работи гладко и точно. В противен случай, както знаете, ще има проблеми. Но какво става вътре? Нека се опитаме да формулираме принципа на работа на ядрен (атомен) реактор накратко, ясно, със спирания.
Всъщност там протича същият процес като при ядрен взрив. Едва сега експлозията се случва много бързо и в реактора всичко това се простира за дълго време. В крайна сметка всичко остава безопасно и здраво, а ние получаваме енергия. Не толкова, че всичко наоколо веднага да се разбие, но напълно достатъчно, за да осигури електричество на града.
Преди да можете да разберете как работи една контролирана ядрена реакция, трябва да знаете какво ядрена реакция в общи линии.
ядрена реакция - това е процесът на трансформация (деление) на атомните ядра по време на взаимодействието им с елементарни частици и гама кванти.
Ядрените реакции могат да протичат както с поглъщане, така и с отделяне на енергия. В реактора се използват втори реакции.
Ядрен реактор - Това е устройство, чиято цел е да поддържа контролирана ядрена реакция с отделяне на енергия.
Често ядреният реактор се нарича още ядрен реактор. Имайте предвид, че тук няма фундаментална разлика, но от гледна точка на науката е по-правилно да се използва думата "ядрен". Сега има много видове ядрени реактори. Това са огромни индустриални реактори, предназначени да генерират енергия в електроцентрали, ядрени реактори подводници, малък експериментални реакториизползвани в научни експерименти. Има дори реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.
Историята на създаването на ядрен реактор
Първият ядрен реактор е пуснат през не толкова далечната 1942 година. Това се случи в САЩ под ръководството на Ферми. Този реактор беше наречен "Чикагската купчина дърва".
През 1946 г. под ръководството на Курчатов стартира първият съветски реактор. Тялото на този реактор беше топка с диаметър седем метра. Първите реактори нямаха система за охлаждане и мощността им беше минимална. Между другото, съветският реактор имаше средна мощност от 20 вата, докато американският имаше само 1 ват. За сравнение: средната мощност на съвременните енергийни реактори е 5 гигавата. По-малко от десет години след пускането на първия реактор, първият индустриален в света атомна електроцентралав град Обнинск.
Принципът на действие на ядрен (атомен) реактор
Всеки ядрен реактор има няколко части: сърцевина с гориво и модератор , неутронен рефлектор , антифриз , система за контрол и защита . Изотопите са най-често използваното гориво в реакторите. уран (235, 238, 233), плутоний (239) и торий (232). Активната зона е котел, през който тече обикновена вода (охлаждаща течност). Сред другите охлаждащи течности по-рядко се използват „тежка вода“ и течен графит. Ако говорим за работата на атомна електроцентрала, тогава за генериране на топлина се използва ядрен реактор. Самото електричество се генерира по същия метод, както при другите видове електроцентрали - парата върти турбината, а енергията на движение се преобразува в електрическа.
По-долу има диаграма на работата на ядрен реактор.
Както вече казахме, разпадането на тежко ураново ядро произвежда по-леки елементи и малко неутрони. Получените неутрони се сблъскват с други ядра, което също ги кара да се делят. В този случай броят на неутроните расте лавинообразно.
Трябва да се спомене тук коефициент на размножаване на неутрони . Така че, ако този коефициент надвишава стойност, равна на единица, възниква ядрена експлозия. Ако стойността е по-малка от единица, има твърде малко неутрони и реакцията замира. Но ако поддържате стойността на коефициента равна на единица, реакцията ще продължи дълго и стабилно.
Въпросът е как да го направя? В реактора горивото е в т.нар горивни елементи (TVELah). Това са пръчки, в които под формата на малки таблетки, ядрено гориво . Горивните пръти са свързани в шестоъгълни касети, които в реактора могат да бъдат стотици. Касетите с горивни пръти са разположени вертикално, докато всеки горивен прът има система, която ви позволява да регулирате дълбочината на потапянето му в сърцевината. Освен самите касети, сред тях са контролни пръти и пръти за аварийна защита . Пръчките са направени от материал, който абсорбира добре неутроните. По този начин контролните пръти могат да бъдат спускани на различни дълбочини в активната зона, като по този начин се регулира коефициентът на размножаване на неутрони. Аварийните пръти са предназначени за спиране на реактора в случай на авария.
Как се стартира ядрен реактор?
Разбрахме самия принцип на работа, но как да стартираме и накараме реактора да функционира? Грубо казано, ето го - парче уран, но в крайна сметка верижна реакция не започва от само себе си. Въпросът е, че в ядрена физикаима концепция критична маса .
Критичната маса е масата на делящия се материал, необходима за започване на ядрена верижна реакция.
С помощта на горивни елементи и управляващи пръти първо се създава критична маса ядрено гориво в реактора, след което реакторът се довежда до оптимално ниво на мощност на няколко етапа.
В тази статия се опитахме да ви дадем обща представа за структурата и принципа на работа на ядрен (атомен) реактор. Ако имате въпроси по темата или университетът е задал проблем по ядрена физика, моля, свържете се с специалисти на нашата компания. Ние, както обикновено, сме готови да ви помогнем да разрешите всеки неотложен проблем от вашето обучение. Междувременно ние правим това, вашето внимание е още едно образователно видео!
