Ядерная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

Атомные теплоэлектроцентрали и атомные станции теплоснабжения

АТЭЦ и АСТ – что это? Помимо АЭС, на которых реакторы предназначены для производства в основном только электроэнергии, они могут применяться на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), где вырабатываются и электроэнергия, и тепловая энергия, а также в составе атомных котельных – атомных станций теплоснабжения (АСТ), вырабатывающих низкопотенциальную теплоту для отопительных нагрузок (при температуре около 150 °С) и высокопотенциальное для промышленного теплоснабжения.

Опыт эксплуатации кипящих реакторов свидетельствует о том, что эти реакторы весьма устойчивы, надежны, обладают саморегулируемостью. Особенно перспективно их применение на атомных ТЭЦ. Так в России разработан реактор ВК-500, предназначенный для АТЭЦ. Реактор размещен в корпусе из предварительно напряженного железобетона. Схема установки двухконтурная. Парогенераторы расположены в том же корпусе. В первом контуре, целиком находящемся в железобетонном корпусе, теплоноситель циркулирует за счет естественной конвекции. Пароводяная смесь, образовавшаяся в активной зоне реактора, поднимается вверх внутри тягового участка, выше которого поддерживается уровень раздела пара и воды.

Пар омывает теплообменную поверхность парогенератора сверху вниз. В нижнюю часть теплообменника дополнительно поступает вода с неотсепарированным паром. В парогенераторах генерируется вторичный пар, который и направляется для работы в турбину. Таким образом, второй контур нерадиоактивен, что чрезвычайно важно для теплофикационных установок.

Возможность использования железобетонных корпусов в реакторах ВК представляется вполне реальной, так как давление в корпусе сравнительно низкое и составляет около 7 МПа. Трудности создания корпусов из предварительно напряженного железобетона состоят в обеспечении герметичности внутренней металлической оболочки, требуется согласование термического расширения ее и железобетонного корпуса, существует проблема выводов и уплотнений.

В ACT для надежного отвода теплоты от ТВЭЛов используется естественная циркуляция воды внутри корпуса реактора, что исключает аварийные ситуации, связанные с отказом работы циркуляционных насосов в установках с принудительной циркуляцией. Давление теплоносителя первого контура сравнительно низкое и составляет 1,5...2,0 МПа. Это позволило разместить основной рабочий корпус в страховочном корпусе, рассчитанном на полное давление теплоносителя. Для предотвращения попадания радиоактивных загрязнений в тепловую сеть имеется промежуточный контур, давление в котором ниже, чем в контуре сетевой воды. Компоновка первого контура, включая теплообменники промежуточного контура, интегральная, что уменьшает разветвленность системы и обеспечивает удержание радиоактивности даже при разгерметизации основного рабочего корпуса внутри страховочного.

Представленные факторы предопределили создание и освоение практически нового типа реактора АСТ-500.

В основном металлическом корпусе реактора размещены активная зона с внутрикорпусными устройствами и теплообменники промежуточного контура. Циркуляция теплоносителя первого контура осуществляется также, как и в рассмотренном ранее реакторе ВК-500. Давление теплоносителя 1,6 МПа, массовое паросодержание на выходе из активной зоны 0,7%. Диаметр корпуса около 4,5 м, высота более 17 м. Страховочный корпус выполнен из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ).

В зарубежной практике имеются предложения для АСТ использовать реакторы на быстрых нейтронах.

Принципиальные схемы АТЭЦ и АСТ. В современных системах отопления и горячего водоснабжения рабочим телом служит, как правило, горячая или перегретая вода, подаваемая к потребителям по тепловым сетям.

Принципиальная схема такой тепловой сети, от АТЭЦ или ACT приведена на рис.7.7. Вода, подаваемая сетевыми насосами, циркулирует по замкнутому контуру, в который входят: источник теплоты – основные и пиковые сетевые подогреватели, подающую магистраль, тепловые потребители и обратная магистраль. Это так называемая замкнутая двухтрубная схема. Реже применяют разомкнутые (однотрубные) схемы, в которых отсутствует обратная магистраль и, соответственно, возврат на станцию сетевой воды.

Горячая вода, идущая к потребителю, называется прямой сетевой водой, а возвращающаяся от потребителя – обратной сетевой водой. В открытых системах водо­снабжения вся горячая сетевая вода после использования ее в системах отопления абонентов повторно используется для горячего водоснабжения. В закрытых системах отбора воды из циркуляционного контура нет.

Нагрев воды в сетевых подогревателях (см. рис.7.7) производится на АТЭЦ паром, отобранным из турбины (рис.7.8), а на ACT – водой, нагретой за счет теплоты, выделяемой в реакторе (рис.7.9).

Для атомных ТЭЦ может найти применение влажнопаровая теплофикационная турбина – турбина типа ТК (рис.7.8), выполняемая аналогично теплофикационным турбинам ТЭЦ, работающих на органическом топливе, но отличающаяся от них достаточно большим конденсационным пропуском пара при всех режимах. В турбоустановке предусмотрен двухступенчатый подогрев сетевой воды паром двух отопительных отборов. Регулирование параметров пара в обоих отборах производится с помощью регули­рующих органов 8 к 10, конструктивно выполняемых обычно в виде поворотных диафрагм. Как следует из приведенной схемы, по тепловой нагрузке схема теплофикационной установки выполнена трехконтурной: два традиционных для энергоблоков АЭС с водо-водяными реакторами контура дополнены третьим – контуром сетевой воды. Во втором и третьем контурах теплоноситель не радиоактивен. С целью предотвращения попадания радиоактивности в сетевую воду при течи теплоносителя из первого контура во второй давление воды в сетевых подогревателях принято большим, чем давление в линиях отборов пара.

Рисунок 7.7 – Принципиальная схема тепловой сети:

1 – сетевой насос; 2 – основной сетевой подогреватель; 3 – подвод греющей среды
к основному сетевому подогревателю; 4 – пиковый сетевой подогреватель;
5 – подвод греющей среды к пиковому сетевому подогревателю; 6 – подающая
магистраль сетевой воды; 7 – тепловой потребитель; 8 – обратная магистраль
сетевой воды; 9 – продувочная линия сетевой воды; 10 – подпиточный сетевой насос;
11 – установка подготовки добавочной воды теплосети

Рисунок 7.8 – Принципиальная тепловая схема теплофикационной турбоустановки
АТЭЦ с турбиной типа ТК

1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – ГЦН; 4 – стопорный клапан;
5 – регулирующий клапан; 6 – ЦВД; 7 – СПП; 8 – регулирующая диафрагма; 9 – ЦСД;
10 – регулирующая диафрагма; 11 – ЦНД; 12 – конденсатор; 13 – сетевой насос;
14 – сетевой подогреватель; 15 – дополнительный сетевой подогреватель

Рисунок 7.9 – Принципиальная тепловая схема ACT:

1 – активная зона; 2 – теплообменник; 3 – система байпасной очистки теплоносителя
первого контура; 4 – система ввода борного раствора; 5 – компенсатор давления
второго контура; 6 – сетевой подогреватель; 7 – система аварийного расхолаживания;
8 – тепловой потребитель

Тепловая схема энергоблока ACT на рис.7.9 выполнена трехконтурной. Для выполнения требований радиационной безопасности давление в промежуточном контуре выбрано меньшим, чем давление сетевой воды в третьем контуре. В случае нарушения герметичности между третьим и вторым контурами при этом сетевая вода, находящаяся под большим давлением, будет поступать в промежуточный контур, но не наоборот. Поскольку на ACT не требуется генерация пара для турбин, температура теплоносителя и его давление в первом контуре приняты достаточно низкими (давление – до 1,6-2 МПа), что повышает надежность и безопасность эксплуатации реактора. Корпус реактора размещен во втором, страховочном корпусе. Зазор между двумя корпусами выбран таким, чтобы при перетоке теплоносителя в страховочный корпус при разгерметизации первого контура, не оголялась активная зона реактора. Для энергоблока принята интегральная компоновка. Промежуточный теплообменник, воспринимающий теплоту от первого контура для последующей передачи ее сетевой воде, размещен внутри корпуса реактора, в пространстве между его стенкой и внутриреакторными устройствами. При такой компоновке весь первый контур заключен внутри корпуса реактора. С целью повышения надежности теплоотвода от активной зоны в первом контуре применена естественная циркуляция теплоносителя. Расчетная топливная кампания составляет 6-7 лет с частичными перегрузками топлива через каждые два года.

На главную