Гидроаккумулирующие электростанции

Гидроаккуму­ли­рующие станции (ГАЭС) предназначены для перерас­пределения во времени энергии и мощности в энергосистеме. Эти электро­станции имеют как минимум два бассейна – верхний и нижний с определен­ными перепадами высот между ними, рис.2.10. В здании ГАЭС устанавли­ваются так называемые об­ратимые гидроаг­регаты.

В часы минимума нагрузки энергосистемы гене­раторы ГАЭС пере­водят в двигательный режим, а турбины – в насосный. Потребляя мощность из сети, такие гидроагрегаты перекачивают воду по трубопроводу из нижнего бассейна в верхний и создают запасы гидроэнергии.  

Рис.2.10

В период максимальных на­грузок, когда в энергосистеме образуется де­фицит мощности, ГАЭС выра­батывают электроэнергию как традиционная ГЭС. В процессе работы ГАЭС потребляет дешевую электроэнергию, а вы­дает более дорогую в период пика нагрузки (за счет разности тарифов на электроэнергию).

Таким образом, приме­нение ГАЭС помогает выравни­вать график на­грузки энергосистемы, что повышает экономичность и безопасность работы тепловых и атомных электростанций и резко снижает удельный расход топ­лива на производство электроэнергии в энергосистеме.

 

Атомные электростанции

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядер­ная) энергия преобразуется в элект­рическую. Источником энергии на АЭС является атомный реактор, в котором происходит реакция деления тя­желых элементов, сопровождающаяся выделением огромного количества энергии, которая превращается в тепло, а затем так же, как и на обыч­ных те­пловых электростанциях, преобразуется в электроэнергию.

 В отли­чие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС рабо­тает на ядерном горю­чем ( , , ). Природным, делящимся под действием медленных (тепловых) нейтронов является лишь изотоп урана . Он содержится в урановой руде в концентрации  относительно полного количества природного урана  составляет остальные 99,3%.

Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это от­крывает широкие перспективы для удовлетворе­ния быстро растущих потреб­ностей в топ­ливе. Кроме того, необходимо учиты­вать всё увеличивающийся объём потреб­ления угля и нефти для технологических целей мировой хими­ческой промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепло­вых электростанций. Несмотря на откры­тие новых месторождений органиче­ского топ­лива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюда­ется тенденция к относительному увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топ­лива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энерге­тическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного на­значения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2.11.

    Тепло, выделяется в активной зоне реактора, вбирается водой (теплоно­сителем 1-го контура), которая прокачивается через реактор циркуляцион­ным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступав в теплообменник (паро­генератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура.

Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образованный пар посту­пает в турбину 4.

 

 

Рис.2.11

 

Цепная ядерная реакция

Расщепление ядер урана  происходит с помощью нейтронов по цеп­ной реакции. Ядро делится на две примерно равные части, называемые осколками деления, с одновременным выделением от одного до трех нейтро­нов, которые в свою очередь вызывают деление следующих ядер.

Образовавшиеся при делении осколки ядра разлетаются с большой ско­ростью, обладая при этом большой кинетической энергией. Торможение этих осколков в окружающем веществе сопровождается выделением большого количества энергии. При этом 83% этой энергии высвобождается в виде теп­ловой, а остальное количество в виде радиоактивных излучений.

В неуправляемой ядерной реакции число вылетающих при расщеплении ядер нейтронов растет лавинообразно и происходит ядерный взрыв. Чтобы обеспечить непрерывный процесс расщепления ядер без нарастания его ин­тенсивности, необходимо, чтобы в дальнейшем делении участвовал только один нейтрон. Это достигается применением веществ, сильно поглощающих нейтроны – кадмия, лития, бора.

Управление цепной реакцией деления осуществляется с помощью регу­лирующих стержней из материала, сильно поглощающего нейтроны. При опускании этих стержней в активную зону реактора, реакция замедляется вплоть до полного ее прекращения, и наоборот, при поднятии этих стержней скорость реакции увеличивается.

Ядро урана  чрезвычайно неустойчиво и делится при попадании в него нейтронов любых энергий. Ядро урана  - устойчиво и делится только при попадании быстрых нейтронов, т.е. нейтронов обладающих большой энергией. Выделение нейтронов при делении урана  неве­лико, и вызвать цепную реакцию деления этого изотопа урана невозможно.

Вероятность захвата нейтронов ядрами в значительной степени зависит от скорости нейтронов и характеризуется сечением захвата.

Непосредственно в момент деления ядер урана скорость нейтронов около 20000км/с и сечение захвата нейтронов ядрами урана  мало. По­этому их необходимо замедлить, пропустив их через вещество из легких эле­ментов, не поглощающих нейтроны: воду, тяжелую воду, графит, бериллий, рис.2.12.

Рис.2.12

При скорости нейтронов около 30км/с наступает резонансный захват нейтронов ядрами урана , которые образуют плутоний , схожий по ядерным характеристикам с ураном . Дальнейшее снижение скоро­сти нейтронов вызывает уменьшение сечения захвата ядрами  и увеличе­ние его ядрами урана . Нейтроны, имеющие скорости около 2км/с, называются тепловыми. Сечение захвата тепловых нейтронов ядрами урана  в 20000 раз больше, ядрами урана .

При захвате нейтронов ядрами урана  и тория  образуются   и , способные создавать цепные реакции деления. Такое ядерное топливо получают в специальных реакторах – размножителях, в которых на один атом сожженного топлива производится свыше одного нового расщеп­ляющегося атома. Изотопы тория  и урана  называются воспроизво­дящими.

Первая АЭС на быстрых нейтронах начала работу в 1973г в г. Шев­ченко.

 

 

Ядерный реактор

Ядерный реактор — это устройство, в котором осуществляется управ­ляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала ус­тановка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10¹⁶  актов деления в одну секунду.

В зависимости от конструктивного ис­полнения реакторы имеют отличи­тельные осо­бенности:

- в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпу­са, несущего полное давление теплоно­сителя;

- в канальных реакторах топливо, охлаждаемое теплоносителем, заклю­чено в предохранительные оболочки. Такого рода тепловыделяющие эле­менты, называются ТВЭЛами и устанавли­ваются в рабочие каналы активной зоны реактора.

Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из ак­тивной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону.

Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую подвергают тщательной очистке.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением яв­ляется использование реакторов на быстрых нейтронах с воспроизводством искусственного ядерного горючего.

Составными частями любого ядерного реактора, рис.2.13, являются: активная зона  с ядерным топливом  1 и замедлителем 2, обычно окруженная отражателем нейтронов и теплоизоляцией 3, теплоноситель 4, система регу­лирования цепной реакции 5, радиационная защита 6.

Рис. 2.13

На АЭС России используются ядерные реакторы следующих основных типов:

- РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водографитовый;

- ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;

- БН (быстрые нейтроны) – реактор на быстрых нейтронах с жидкоме­таллическим натриевым теплоносителем.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигает 1500 МВт. В на­стоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограни­чивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безо­пасности при авариях.

При работе реактора концентрация де­лящихся изотопов в ядерном топ­ливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заме­няют свежими. Ядерное горючее пере­загружают с помощью механизмов и при­способлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бас­сейн выдержки, а затем направляют на переработку.

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реак­тор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герме­тичным. Предусматривается система конт­роля мест воз­можной утечки теплоноси­теля, принимают меры, чтобы появление не плот­ностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и за­грязнению помещений АЭС и окружаю­щей местности.

Оборудование реакторно­го контура обычно устанавливают в герметич­ных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой, и при работе реактора не обслу­живаются. Радиоактивный воздух и не­большое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием проте­чек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможно­сти загрязнения атмосферы предусмот­рены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил ра­диационной безопасности персоналом АЭС сле­дит служба дозиметрического контроля.

При авариях, в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядер­ной реакции, аварийная система расхо­лаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологической защиты, систем специальной вентиляции и ава­рийного расхо­лаживания и службы дозиметрического контро­ля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вред­ных воздей­ствий радиоактивного облу­чения.

 

 

 

---

Дата добавления: 2021-03-18; просмотров: 51; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

---

---

Мы поможем в написании ваших работ!