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

 

Размещение атомных энергоустановок. Выбор площадки для АЭС

При выборе площадки для строительства АЭС должны быть учтены три категории факторов: технические, охраны окружающей среды и радиационные.

К техническим относятся общие для всех ТЭС и АЭС факторы:

мощность и коэффициент ее использования, определяющиеся типом системы и количеством тепла, выделяющимся в окружающую среду;

расстояние от станции к потребителю;

потребность в линиях передач;

потребность в охлаждающей воде;

наличие транспорта (железнодорожного, водного или автотранспорта) – как на стадии строительства, так и в процессе эксплуатации;

обеспеченность рабочей силой связанной с необходимостью создания условий для работников – создание социально-бытовой среды;

пути удаления отходов.

Для уменьшения влияния на окружающую среду площадка должна быть оценена по географическим, геологическим, метеорологическим факторам, чтобы в первую очередь обеспечить безопасность населения и безопасность станции.

Радиационные факторы вызывают наиболее сильную реакцию общества. Главная причина – возможность утечки радиоактивных материалов даже при нормальной работе реактора, не говоря уже об аварийной ситуации.

Оценка пригодности площадки включает в себя два критерия: первый – возможность облучения персонала и населения в случае аварии, второй – доза, получаемая населением при нормальной работе реакторов.

Выброс радиоактивности в случае аварии можно оценить, зная количество материала, делящегося в активной зоне, часть радиоактивности, выбрасываемую наружу, исходя при этом из максимальной глубины выгорания, что определяет количество радионуклидов в активной зоне. На основе этой информации устанавливают запрещенную зону.

Малонаселенная зона – территория, непосредственно примыкающая к запрещенной зоне, с населением, общее количество которого позволяет быстро применить необходимые меры в случае серьезной аварии. Расстояние до большого населенного пункта (25000 жителей и больше) должно превышать 1,33 расстояния от реактора до границы малонаселенной зоны.

Если реакторов несколько, то расчет ведется так, если бы авария произошла одновременно на всех реакторах. Вопросы сохранения или вывоза низко и средне – активных отходов на реакторной площадке играют незначительную роль при ее выборе.

В США планируется размещать реакторы на берегах озер или океанов. Поскольку важно найти площадки, подходящие с экономической точки зрения, то появились проекты строительства АЭС на островах или плавучих площадках. Имеются проекты размещения АЭС под землей, обладающие как некоторыми преимуществами, так и существенными недостатками – их стоимость очень велика, компоновка оборудования и вопросы водопоставки достаточно сложны, строительство под землей более трудоемкое, чем на поверхности, и т.д.

Не смотря на сложность выполнения всех требований по безопасному размещению АЭС, эта проблема наравне с другими (выбор типа реактора и др.) является чрезвычайно важной.

Технико-экономические показатели атомных энергоустановок

Топливная составляющая себестоимости электроэнергии АЭС. Себестоимость 1 кВт·ч электрической энергии, вырабатываемой АЭС, можно определить соотношением

 Sэ = И/W, (7.1)

где U – годовые издержки производства электроэнергии на АЭС; W – годовое производство электроэнергии.

Годовые издержки производства, связанные с эксплуатацией АЭС, принципиально складываются из тех же составляющих, что и для ТЭС:

 И = Иам + Из.п. + Ит.р. + Ипр + Ит , (7.2)

где Иам – амортизационные отчисления на капитальный ремонт и реновацию; Из.п. – заработная плата производственному персоналу; Ит.р. – стоимость текущих ремонтов; Ипр – прочие эксплутационные издержки; Ит – годовые затраты на ядерное топливо.

Структура эксплутационных издержек АЭС существенно отличается от аналогичных издержек ТЭС. Так, топливная составляющая годовых расходов АЭС достигает 15 – 30% против 65 – 70% для ТЭС. В то же время амортизационные отчисления на АЭС составляют 70 – 80% суммарных эксплутационных расходов.

Годовые издержки на топливо при работе по разомкнутому топливному циклу равны

  Ит = (Цт + Цхр)В, (7.3)

где Цт – цена топлива рабочего обогащения, в котором учтены затраты на добычу исходного топлива, обогащение, изготовление ТВЭЛов и транспортные расходы; Цхр – стоимость хранения отработанного топлива; В – годовой расход ядерного топлива .

Если при компоновке активной зоны применяется топливо различного обогащения, отличающееся ценой, то годовые топливные издержки составляют

 Ит = S(Ці + Ціхр)Ві. (7.4)

Топливные издержки на АЭС при работе по замкнутому топливному циклу можно представить в виде

 Ит = (Цт – Цот)В, (7.5)

где Цт и Цот – соответственно цена исходного и отработанного топлива, причем последняя зависит от содержания ядерного горючего в выгруженном топливе.

Цена отработанного топлива учитывает издержки на производство изотопов, получаемых в реакторе и предназначенных для дальнейшего использования, в том числе, в качестве исходного сырья для изготовления новых ТВЭЛов, предназначенных для АЭС. Хотя доля топливной составляющей себестоимости электроэнергии на АЭС значительно меньше, чем на ТЭС, тем не менее она достаточно велика, и задача повышения эффективности использования топлива является весьма актуальной для ядерной энергетики. Ее решение в значительной мере связанно с увеличением глубины выгорания топлива.

Специфическая особенность экономики ядерной энергетики – большая роль фактора времени, что обусловлено длительностью топливного цикла и относительно высокой стоимостью ядерного топлива. Такого вопроса практически нет в тепловой энергетике, где топливо сжигается полностью и его стоимость переносится на стоимость электроэнергии, по существу, без задержки во времени между его приобретением и использованием, кроме задержки, обусловленной необходимостью использования части топлива для создания резерва, с тем чтобы обеспечить бесперебойную работу станции. В ядерной энергетике топливо, загруженное в реактор, находится там в течение нескольких лет, и его стоимость переносится на стоимость электроэнергии лишь по мере его выгорания. Значительная часть топлива, образующая критическую массу, выгружается из реактора невыгоревшей, и его стоимость оказывается не перенесенной на стоимость электроэнергии за топливную кампанию. Выгруженное из реактора топливо в течение нескольких лет находится на АЭС в бассейне выдержки. Наконец, длительное время (до нескольких лет) занимает процесс регенерации и изготовления топлива на соответствующих предприятиях топливного цикла. Таким образом, значительная часть топлива в течение длительного времени не участвует в производстве электроэнергии, что ведет к замораживанию на длительный срок значительных материальных средств.

Отмеченным выше обусловлена специфика учета в экономике ядерной энергетики затрат на ядерное топливо, отражающая двойственный характер его использования. Часть стоимости ядерного топлива относят к единовременным затратам, производимым до пуска АЭС в действие, другую часть – к эксплутационным текущим затратам, связанных с производством электроэнергии. К единовременным принято относить затраты первой топливной загрузки или затраты на топливо, остающееся после выработки реактором полного ресурса.

Показатели тепловой экономичности турбоустановок АТЭЦ. И электрическая, и тепловая энергия, отпускаемая внешним потребителям производятся за счет общего количества теплоты Q, подводимого к рабочему телу в ЯППУ при ядерной реакции. Вопрос состоит в определении части Qэ суммарного количества подведенной теплоты, затраченной на производство электрической энергии, и части Qт, затраченной на производство тепловой энергии. Само по себе, такое разделение условно. В соответствии с нормативным (физическим) методом затраты на производство теплоты принимаются равными количеству отпущенной теплоты Qот с добавлением потерь, непосредственно связанных с производством теплоты (потери в парогенераторах, трубопроводах, подогревателях, затраты мощности на привод сетевых насосов и т.п.). Затраты мощности на привод питательных насосов обычно относят к производству электрической энергии. Отмеченные выше потери, не связаны с турбоустановкой.

Поэтому, ограничиваясь рассмотрением баланса теплоты по машинному залу АТЭЦ, полагают, что потерь при производстве теплоты нет, т.е. затраты теплоты на производство электрической энергии при этом равны

 Qэ = Q – Qот, (7.6)

а удельный расход теплоты на производство электрической энергии

 Qэ = (Q – Qот)/Рэ, (7.7)

где Pэ – электрическая мощность генератора.

Разделим условно расход G свежего пара, поступающего в турбину на два потока: конденсационный – Gк и теплофикационный – Gт, т.е.

  G = Gк + Gт. (7.8)

Мощность Рэ складывается из мощностей Рк и pm, вырабатываемых соответственно конденсационным и теплофикационным потоками пара, т.е.

  Рэ = Рк + Pm. (7.9)

Величину pm называют мощностью, вырабатываемой на тепловом потреблении. Мощности Рк и pm вырабатываются с удельными расходами теплоты, соответственно равными qк и qт Результирующий удельный расход теплоты на выработку электрической энергии будет

 qэ = (qтPт+qкРк)/(Pт+Рк). (7.10)

На главную