Оборудование реакторной установки аэс



ПРОДУКЦИЯ И УСЛУГИ

ПАО «Машиностроительный завод «ЗиО-Подольск», начиная со строительства первой в мире атомной электрической станции в 1952-1954 гг. (г. Обнинск), является одним из лидирующих предприятий России в области разработки и поставки оборудования для АЭС. Завод изготавливает и поставляет корпуса реакторов, парогенераторы, сепараторы-пароперегреватели, подогреватели высокого и низкого давления для системы регенерации паротурбинных установок, подогреватели сетевой воды, теплообменники различного назначения, ионообменные фильтры и фильтры-ловушки, блоки, детали и опоры для трубопроводов, баки, блочную съемную теплоизоляцию, выпарные установки, системы контроля металла корпуса реактора и другое оборудование для атомных электростанций.

СПП БАРБОТЕР

На всех атомных станциях, построенных в СССР, установлено оборудование завода. Зарубежные атомные станции в Болгарии, Венгрии, Чехии, Словакии, Восточной Германии, Финляндии с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 укомплектованы оборудованием с маркой «ЗиО». Завод является изготовителем уникального оборудования для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-350 и БН-600: корпусов реактора, промежуточных теплообменников «натрий-натрий», парогенераторов. Надежная работа этого оборудования в течение 25 лет свидетельствует о правильности выбора конструкции и технологии изготовления

Набивка парогенератораПарогенератор с теплообменными змеевикамиПарогенератор ПГВ-1000М

Завод приступил к изготовлению основного оборудования для реакторной установки нового поколения на быстрых нейтронах БН-800 (корпус реактора, парогенератор, промежуточный теплообменник, сепараторы-пароперегреватели, подогреватели высокого давления (ПВД) и др.).

Для АЭС с реактором ВВЭР-440 заводом изготовлено более 100, а для АЭС с реактором ВВЭР-1000 более 120, парогенераторов, которые эксплуатируются на различных АЭС в России и за рубежом.

С 1984 года на заводе освоено производство систем контроля (УСК-213, СК-187), которые предназначены для периодического контроля и осмотра корпуса, днищ, патрубков реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и обеспечивают:

  • наружный ультразвуковой контроль металла корпуса, днища и патрубков;
  • радиографический контроль сварных швов зоны патрубков;
  • наружный, внутренний телевизионный и внутренний перископический осмотр реактора.

Системы контроля поставлены как на отечественные, так и на зарубежные атомные станции.

За последние годы ЗиО изготовил и осуществил поставил оборудования для зарубежных атомных электростанций с ВВЭР-1000: «Тяньвань» (Китай), «Бушер» (Иран), «Куданкулам» (Индия).

Стапель со змеевикамиСепаратор СПП-1000ВСборка трубного пучка

Заводом постоянно ведутся работы по модернизации оборудования действующих АЭС с целью повышения надежности, экономических показателей и увеличения установленного ресурса. Проведена модернизация оборудования на атомных электростанциях: «Козлодуй» (Болгария), Ровенская (Украина), Армянская (Армения), Нововоронежская, Кольская , Волгодонская, Белоярская (Россия). Совместно с ОАО «Росэнергоатом» была разработана и выполнена программа по обследованию и модернизации оборудования промежуточной сепарации и перегрева пара на всех атомных электростанциях России.

В течение последних нескольких лет разработаны проекты новых конструкций сепараторов-пароперегревателей, подогревателей высокого давления для блоков с реакторами ВВЭР-1000, БН-800. В конструкциях учтен опыт эксплуатации аналогичного оборудования и передовые достижения науки и техники (в СПП применены сепараторы центробежного типа, применена более совершенная конструкция ПВД камерного типа вместо «коллекторной»). В конструкциях парогенераторов ПГВ-1000 для АЭС с реактором ВВЭР1000 применены все последние наработки в области парогенераторостроения: безжалюзийный сепаратор, новая система раздачи питательной воды и продувки, токовихревой контроль перемычек коллекторов и теплообменных труб по всей их длине, низкотемпературная термообработка коллекторов и другие. Конструкторы завода работают над созданием оборудования для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 со сроком службы до 60 лет, в т.ч. парогенератора нового поколения, разрабатываемого совместно с ФГУП ОКБ «Гидропресс».

Сборка днища корпуса реактораТеплообменник для АЭС КтайПВД-К-6 Китай

Завод постоянно осваивает изготовление новых типов оборудования для атомных станций. Освоено производство ионообменных фильтров и фильтров-ловушек для систем водоподготовки и спецводоочистки АЭС. Также освоено производство оборудования для выпарных установок, новые типы теплообменного оборудования с теплообменной поверхностью из спирально навитых труб, барботеры, баки объемом до 1000 м3, струйно-вихревые конденсаторы для системы локализации аварий реакторов ВВЭР-440, блочная съемная тепловая изоляция для оборудования и трубопроводов высокого и низкого давления реакторного отделения АЭС и другое.

В конструкциях используются последние технические достижения, защищенные множеством патентов. В производстве используются передовые и уникальные технологии: продольное оребрение труб, гидравлическое вальцевание и вальцевание методом взрыва, глубокое сверление отверстий и другие.

Основной задачей при разработке и изготовлении оборудования является повышение безопасности и надежности АЭС.

Источник

Атомные электрические станции и их оборудование — Реакторные установки

Ядерный реактор — это установка, в которой осуществляется, управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер. В результате этой реакции высвобождается ядерная энергия, которая преобразуется в тепловую с последующим использованием ее внешним потребителем.
Современные реакторы достаточно разнообразны по назначению, составу и конструкции и их классифицируют по различным признакам, основные из которых следующие:

  1. По назначению реакторы делятся на:

а) энергетические — для получения теплоты и электроэнергии;
б) двухцелевые — для получения электроэнергии и нового ядерного горючего;
в) исследовательские — для изучения поведения материалов под действием облучения и проведения нейтронно-физических исследований.
В данной книге рассматриваются только энергетические реакторы.

  1. По спектру нейтронов различают реакторы:

а) на быстрых нейтронах;
б) на промежуточных нейтронах;
в) на тепловых нейтронах.

Таблица 10.1. Основные показатели реакторов ВВЭР

Электрическая мощность, МВт

Давление в корпусе реактора, МПа

Температура воды на входе в реактор, °С

Температура воды на выходе из реактора, °С

Подогрев воды в реакторе, °С

Давление перед турбиной, МПа

Расход воды через реактор, м3/ч

Число петель главного реакторного контура (число парогенераторов), шт.

Производительность главного циркуляционного на-

coca, м3/ч Диаметр корпуса, м Скорость воды, м/с:
в главных трубопроводах

во входных патрубках

в опускной системе

в активной зоне

Средние тепловые нагрузки, Вт/м2

Высота активной зоны, м

Условный (эквивалентный) диаметр активной зоны,

Диаметр стержневого твэла, мм

Число стержней в кассете, шт.

Число кассет в активной зоне, шт.

Число механизмов регулирования, шт.

Среднее обогащение топлива, %

Материал оболочек твэлов

Циркониевый сплав с 1% ниобия

Большинство работающих у нас в стране и за рубежом — это реакторы на тепловых нейтронах.

  1. По конструкционным особенностям реакторы подразделяют на корпусные и канальные. В первых теплоноситель движется сплошным потоком и реактор имеет герметичный корпус, рассчитанный на давление теплоносителя. Во вторых теплоноситель движется внутри труб, проходящих через активную зону; давление теплоносителя в таких реакторах несут трубы.

Примером корпусного реактора является реактор типа ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор, в котором теплоносителем и замедлителем служит обычная вода (табл. 10.1). Примером канального реактора является реактор типа РБМК — реактор большой мощности канальный; в этом реакторе замедлитель— графит, а теплоноситель — кипящая вода (табл. 10.2). Эти два типа реакторов получили наибольшее распространение в нашей стране.

Таблица 10.2. Развитие канальных реакторов большой мощности

Электрическая мощность, МВт Тепловая мощность, МВт

Размеры активной зоны, м: высота

диаметр или ширинах
Длина

Число каналов, шт.:
испарительных

Загрузка урана, т

Читайте также:  Вальгусная установка пяточной кости что это такое

1,8 в испарительной зоне; 2,2 в перегревательной зоне

Средняя глубина выгорания, МВт-сут/кг: в испарительных каналах

в перегревательных каналах

Размеры оболочек твэлов (диаметр; толщина), мм:
в испарительных каналах

в перегревательных каналах

Материалы оболочек твэлов: испарительные каналы

Расход воды, циркулирующей в реактор-

нержавеюща» сталь 39 000

ном контуре, т/ч
Давление в барабанах-сепараторах, МПа

Паропроизводительность реактора, т/ч

Расход пара на турбины, т/ч

Параметры пара перед турбиной, МПа/°С

Деление ядер

Деление ядер — лишь один из множества процессов, возможных при взаимодействии нейтронов с ядрами. Именно этот процесс лежит в основе работы любого ядерного реактора. Процесс деления тяжелых ядер сопровождается выделением большого количества энергии. Это тепло используется в ядерном реакторе для нагревания рабочего тела (теплоносителя). Для одних ядер деление возможно нейтронами с любой сколь угодно малой кинетической энергией, для других — лишь нейтронами с кинетической энергией, превышающей некоторое пороговое значение. К первой группе относятся ядра с нечетным числом нейтронов:,
и др., которые принято называть делящимися; ко второй — с четным числом нейтронов:которые называются
пороговыми или воспроизводящими. Значения пороговых энергий равны

1 МэВ.
Из пяти рассмотренных ядер только три встречаются в природе

Делящееся ядро 292U получается аналогичным путем при взаимодействии нейтрона с нуклидом.
Реакция деления ядра сопровождается образованием двух осколков деления с массами тх и т2, вторичных быстрых нейтронов (v/), мгновенных у-квантов и выделением энергии (Q/).
На рис. 10.1 приводится распределение осколков деления по массам при делении 2эгН нейтронами с энергией 0,0253 эВ. Распределение нормировано так, чтобы сумма выходов в каждом случае равнялась 200 %. При делении ядер образуется около 30 пар осколков. Самый легкий из них имеет массовое число 73, самый тяжелый—161. Наиболее вероятно деление на осколки с отношением масс 3/2. Выход таких осколков достигает

6 %, в то время как выход осколков с равными массами

10-2 %.
Осколки деления образуются в возбужденных состояниях. Средняя энергия возбуждения равна

10 МэВ. Переход в основное состояние осуществляется путем испускания нейтронов и у-квантов.


Образовавшиеся после торможения осколков деления продукты деления перегружены нейтронами и служат началами цепочек P-превращений, заканчивающихся стабильными ядрами. Первые р- частицы испускаются в течение секунд, или долей секунд, в то время как последние могут испускаться спустя много лет после образования осколка.
Число нейтронов v/, образующихся при делении, зависит от делящегося нуклида и энергии налетающего нейтрона и равно в среднем 2,5. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления равна 0,7 МэВ, средняя 2 МэВ. Нейтроны, образующиеся при делении ядер, подразделяются на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны вылетают из осколков деления в промежуток времени около 10

14 с и составляют <5олее 99 % общего числа нейтронов. Некоторые ядра излучают нейтроны со значительным запаздыванием по отношению к моменту деления исходного ядра. Такие нейтроны называются запаздывающими. Средняя энергия запаздывающих нейтронов составляет около 0,5 МэВ, а их доля — менее 1 %. Несмотря на малый выход, запаздывающие нейтроны играют огромную роль в ядерных реакторах. Благодаря большому запаздыванию эти нейтроны примерно в 100 раз увеличивают время жизни нейтронов одного поколения в реакторе и тем самым создают возможность управления самоподдерживающейся цепной реакцией деления.
При реакции деления возникает у-излучение двух видов: а) мгновенное и б) сопровождающее p-распад продуктов деления.
Основная доля мгновенных у-квантов излучается за время <10-9 с после деления ядра. Число у-квантов, испускаемых в одном акте деления, равно

7, полная их энергия составляет около 7 МэВ.
Полная энергия у-квантов, сопровождающих p-распад продуктов деления, равна 7 МэВ.
При делении ядра освобождается в среднем 200 МэВ. Это соответствует выделению 22-106 кВт-ч при полном делении 1 кг урана, что в 1,9-10+6 раз превышает теплотворную способность органического топлива. Более 80 % выделяющейся энергии составляет кинетическая энергия осколков деления. Остальная часть распределяется между нейтронами, у-квантами, р-частицами и антинейтрино.
Энергия осколков деления, мгновенных у-квантов и нейтронов превращается в тепло практически мгновенно. Энергия р-частиц и сопровождающих p-распад продуктов деления у-квантов (— 70 % всей энергии деления) выделяется постепенно в течение длительного промежутка времени. Это запаздывание приводит к существованию так называемого остаточного энерговыделения в остановленном ядерном реакторе. Обычно остаточное выделение в реакторе настолько велико, что надо принимать меры для охлаждения реактора.

Коэффициент размножения

Основные условия практического применения реакции деления тяжелых ядер определяются возможностью осуществления самоподдерживающейся цепной реакции. Выше уже было указано, что в последнем акте деления образуется в среднем 2,5 нейтрона. Эти нейтроны могут в свою очередь вызвать деление новых ядер горючего, что позволяет осуществить цепную реакцию.
В цепной реакции одно поколение нейтронов сменяется следующим и суммарное число нейтронов во времени может как увеличиваться, так и уменьшаться. Понятно, что далеко не каждый нейтрон, появившийся в результате деления, вызывает деление следующего ядра. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны, другая часть поглощается в активной зоне топливом без деления, а также замедлителем, теплоносителем и конструкционными материалами. Процесс захвата нейтрона без деления называется процессом радиационного захвата.
Условием самоподдерживающейся цепной реакции можно считать такое условие, когда при делении ядра получается минимум один нейтрон, способный разделить следующее ядро.
Рассмотрим более подробно жизненный цикл одного из поколений нейтронов. Представим себе пока для простоты реактор бесконечно больших размеров (в таком реакторе утечка нейтронов равна нулю), в котором основная масса делений осуществляется тепловыми нейтронами. Для конкретности будем предполагать, что в качестве топлива выбрана смесь(делящийся нуклид) и (воспроизводящий нуклид). Допустим, что в поколении п было q быстрых нейтронов, полученных при делении• Примерно 3/4этих нейтронов имеют энергию, превышающую порог деления, и поэтому могут вызвать деление этих ядер. Хотя вероятность такой реакции относительно мала, тем не менее увеличение числа нейтронов за счет делениязаметно и в зависимости от типа реактора составляет 3—7 %.
Увеличение числа быстрых нейтронов за счет деления воспроизводящего нуклида характеризуется величиной р, которая называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах.
Таким образом, начнет замедляться qp нейтронов. Не все участвующие в процессе замедления нейтроны достигнут тепловой области. Некоторая часть из них будет захвачена в резонансной области на резонансных пиках• Доля нейтронов, избежавших поглощения в процессе замедления, учитывается сомножителем ср, который называется вероятностью избежать резонансного поглощения. Величина ф зависит в основном от типа реактора и в среднем составляет 0,7—0,8, т. е. 20—30 % нейтронов поглощается в процессе замедления. Оставшиеся нейтроны в количестве <7р,ф достигают тепловой области и становятся тепловыми. Все эти нейтроны поглощаются либо в топливе (около 90%), либо в других материалах активной зоны. Доля нейтронов, поглощенных в топливе, называется коэффициентом использования тепловых нейтронов и обозначается 0. Тогда общее число нейтронов, поглощенных в топливе, будет равно <7рф0. При поглощении нейтронов в топливе возможны два конкурирующих процесса: деление> вероятность которого характеризуется макроскопическим сечением , и радиационный захват нейтрона ураноми ураном»
вероятность которого определяется макроскопическим сечением радиационного захвата топлива Таким образом, вероятность деления одного ядра равна

Читайте также:  Пакет документов для установки шлагбаума

Тепловыделяющий элемент

Рис. 10 2. Тепловыделяющий элемент: 1 — нижняя заглушка, 2 — разрезная втулка; 3— таблетка топлива; 4 — оболочка; 5— втулка, 6 — наконечник

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР

Рис. 10 3. Тепловыделяющая сборка для ВВЭР:
1 — выход теплоносителя, 2 — верхняя головка ТВС, 3 — верхняя решетка, 4 — корпус ТВС, 5 — тепловыделяющие элементы; б — нижняя решетка; 7 — хвостовик, 8 — вход теплоносителя

Совершенно естественно, что управлять такими быстродействующими процессами практически невозможно. Однако в действительности такого быстрого роста мощности не наблюдается, что объясняется наличием запаздывающих нейтронов.
Ядерное топливо загружается в реактор в виде тепловыделяющих элементов (твэлов) (рис. 10.2). Ядерное топливо в виде таблеток 4 помещают в оболочку твэла, выполняемую из циркониевых сплавов. Трубка герметизируется с помощью заглушек-наконечников 5 и 1. Твэлы собираются в шестигранные тепловыделяющие сборки (рис. 10.3). Активная зона реактора состоит из таких тепловыделяющих сборок (ТВС).

Методика теплового и физического расчета реактора

При проектировании и создании ядерного реактора проводится большое количество расчетов, чтобы определить оптимальный вариант. Оптимальным считается вариант с минимальными топливной и капитальной составляющими приведенных затрат. Все эти расчеты между собой тесно увязываются и выполняются й определенной последовательности.
Для проведения нейтронно-физического расчета необходимы исходные данные, которые можно получить из теплового расчета. Поэтому физическому расчету предшествует теплогидравлический расчет реактора.
Для заданного типа реактора на основе опыта эксплуатации и многочисленных литературных данных принимаются (выбираются) основные конструктивные решения: диаметр и высота активной зоны, конструкция и размеры топливной кассеты и твэла, шаг решетки (расстояние между твэлами), способы регулирования реактора, схема отвода тепла и др. При проведении вариантных расчетов необходимо задаваться несколькими значениями основных исходных данных. В первую очередь это относится к шагу решетки, который определяет собой отношение объемов замедлителя и топлива. Шаг решетки существенно влияет на физические и теплогидравлические характеристики реактора. Поэтому оптимальный шаг выбирается обычно на основе вариантных нейтроннофизических и теплогидравлических расчетов.
В зависимости от типа и назначения реактора последовательность теплового расчета может быть различной. Обычно в начале проводится расчет наиболее напряженного («горячего») канала и сопоставление полученных теплофизических параметров с допустимыми значениями.
Расчет сводится к определению распределения температур по высоте топливного канала и по сечению ячейки. Ячейка включает в себя твэл с прилегающими к нему теплоносителем и замедлителем.

Состав реакторной установки

В реакторную установку входят главный реакторный контур — контур циркуляции теплоносителя, и вспомогательные реакторные системы. К последним относятся системы компенсации давления (только для ВВЭР), очистки реакторной воды, подпитки и расхолаживания реактора, воздушников, дренажей, газовых сдувок, бассейн выдержки и перегрузки топлива, система периодической дезактивации, система газового заполнения графитовой кладки (для реакторов РБМК), система аварийного охлаждения активной зоны реактора, системы локализации аварии и другие. В состав главного реакторного контура входят: реактор, трубопроводы с главными запорными задвижками, главные циркуляционные насосы, парогенераторы.

Главный циркуляционный контур АЭС

Рис. 10.4. Схема главного циркуляционного контура АЭС с ВВЭР:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — главный циркуляционный насос", 4 — главные задвижки
Рис. 10.5. Главный циркуляционный контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора РБМК-1000:
1 — барабаны-сепараторы; 2 — всасывающий коллектор ГЦН; 3 — главный циркуляционный насос, 4 — напорный коллектор ГЦН; 5 — раздаточный групповой коллектор; 6 — испарительные технологические каналы, 7 — реактор канальный; 8 — линия рециркуляции; 9 — пар на турбину

Главный реакторный контур ВВЭР вместе со вспомогательными системами образуют первый контур. Главный реакторный контур для ВВЭР представлен на рис. 10.4. Реактор корпусного типа без кипения теплоносителя имеет несколько контуров циркуляции. Подогрев воды при прохождении ее через реактор небольшой: 28—33°С (см. табл. 10.1). Для снятия большого количества теплоты с активной зоны реактора необходимо перекачивать большие количества теплоносителя. Сделать это одним контуром циркуляции не представляется возможным. Поэтому ВВЭР — всегда реактор многопетлевой. Так, у реакторов ВВЭР-365 и ВВЭР-440 шесть петель циркуляции, у ВВЭР-1000 четыре петли.
Для реакторов РБМК-1000 имеются два контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) (рис. 10.5). Основные характеристики реакторов РБМК представлены в табл. 10.2.

Источник

Оборудование реакторной установки аэс

Сегодня в России 10 атомных электростанций (АЭС), и далеко не все знают, как они выглядят. И уж тем более не все понимают, как они устроены. Сейчас мы попытаемся объяснить принцип работы АЭС и расскажем, какие системы безопасности защищают нас от катастроф, которые у всех на слуху.

Для начала нужно понимать, что на АЭС энергия преобразуется трижды.

  1. Ядерная энергия преобразуется в тепловую. Внутри реактора происходит цепная реакция деления урана, процесс сопровождается выделением тепла. Разумеется, оно никуда не исчезает, в реакторе есть специальный теплоноситель, который нагревается и передаёт это тепло на парогенератор.
  2. Тепловая энергия превращается в механическую. В парогенераторе теплоноситель нагревает воду, которая превращается в пар.
  3. Механическая энергия преобразуется в электрическую. Пар вращает турбину, в результате и получается электричество.

Вроде бы, всё просто. Но остаются вопросы. Разберём устройство АЭС на примере реактора ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), самого распространённого в мире типа реакторов (в мировой классификации их обозначают PWR).

РЕАКТОР. В активной зоне реактора находятся стержни с топливом (чаще всего это оксид урана). При пуске реактора создаются условия, при которых из ядер урана вылетают нейтроны. У них довольно высокая скорость, и часть из них врезается в соседние ядра. Эти ядра раскалываются на две примерно равные части, при этом появляются 2-3 новых нейтрона. Процесс повторяется. Это и есть цепная реакция (её часто изображают, как принцип домино).

Образовавшиеся осколки деления обладают большой кинетической энергией, которая переходит в тепло при их торможении. Оно поглощается теплоносителем, который подаётся в активную зону циркуляционными насосами. В качестве теплоносителя обычно используется очищенная вода (в реакторах на быстрых нейронах это жидкий металл — натрий). Для эффективности вода находится под высоким давлением (до 160 атмосфер) и нагревается до 324 градусов (это данные для реактора ВВЭР-1000). Теплоноситель, напрямую соприкасаясь с топливными сборками, становится радиоактивным. Поэтому он замкнут в первом герметичном контуре и не покидает пределов энергоблока (на схеме красно-оранжевая циркуляция).

ПАРОГЕНЕРАТОР. Внутри парогенератора тоже вода, но уже меньшего давления (60 атмосфер). Она «снимает» тепло с первого контура, но не соприкасается с водой внутри него. Этого тепла достаточно, чтобы образовался пар. Пар поступает на турбину, где заставляет вращаться лопасти (это вращение и становится электричеством в генераторе). Далее пар поступает в конденсатор, где остывает и снова поступает в парогенератор. Это второй контур. Он также замкнутый, но в отличие от первого контура вода/пар в нём не радиоактивны.

Читайте также:  Конденсаторные установки компенсации реактивной мощности расчеты

КОНДЕНСАТОР. По своему устройству он напоминает парогенератор. Но есть принципиальное НО: второй контур (пар из парогенератора) охлаждается за счёт воды извне. Эта вода поступает из пруда-охладителя (теперь вы понимаете, почему рядом с АЭС есть водоёмы). Иногда пруда мало, и тогда приходится строить огромные сооружения — градирни. Их часто называют трубами, но правильнее — охладительными башнями. Из конденсатора нагретая вода подаётся внутрь градирни, где частично вода испаряется. За счёт испарения и конденсации на стенках башни в целом вода остывает и снова попадает в конденсатор. ВАЖНО: из градирен в атмосферу попадает только чистый пар, никаких вредных выбросов нет.

Теперь вы знаете, как устроены АЭС. По крайней мере, большая их часть — двухконтурные. Есть одноконтурные (например, реакторы РБМК) и трёхконтурные (реакторы на быстрых нейтронах). Из-за особенностей конструкции схема «вывода» тепла из активной зоны у них немного иная. Но в целом сам принцип устройства не меняется: энергия деления атомных ядер нагревает теплоноситель, который превращает воду в пар, а пар в свою очередь вращает турбину.

Белоярская АЭС (Свердловская область)

СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ

Системы безопасности на АЭС постоянно совершенствуются. Инженеры во всём мире учитывают аварийные ситуации на АЭС в разных странах и учитывают их в своих расчётах. Например, реакторные установки сегодня строятся исключительно в контейнментах — массивных герметичных оболочках, которые в случае аварии предотвратят выброс радиоактивных веществ в атмосферу. Это настолько крепкие конструкции, что они способны выдержать падение самолёта весом в 20 т, ураганы (при скорости ветра до 56 м/с) и даже ударную волну от взрыва с давлением 30 КПа.

Подробнее о системах безопасности на АЭС российского дизайна можно прочитать здесь. К слову, у России самый крупный портфель иностранных заказов на строительство АЭС, это свидетельствует не только о конкурентной цене, но и о выполнении самых высоких требований к безопасности.

Источник

Как работает АЭС?

Атомная электростанция — комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

переходит в тепловую

переходит в механическую

преобразуется в электрическую

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Из чего состоит АЭС?

Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Какие бывают АЭС?

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурным реактором

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурными реакторами

АЭС как мощный базовый источник энергии

Интенсивное развитие ядерной энергетики можно считать одним из средств борьбы с глобальным потеплением. К примеру, по подсчетам экспертов, атомные станции в Европе ежегодно позволяют избежать эмиссии около 700 миллионов тонн СО2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу около 210 млн тонн углекислого газа. Таким образом, ядерная энергетика, являясь мощным базовым источником электрогенерации, вносит свой вклад в декарбонизацию.

Источник

Adblock
detector