Технологические схемы производства электроэнергии на АЭС

Перспективы развития атомной энергетики в мире

В США сейчас действуют 103 атомные электростанции, а к 2050 году они хотели бы довести число АЭС до 300. Однако решить эту задачу будет непросто, поскольку США уже более 30 лет не строили новых АЭС.

В России в настоящее время работают девять атомных электростанций суммарной установленной мощностью 21 242 МВт (эл.), имеющих 29 энергоблоков с реакторами разных типов. В их числе 13 энергоблоков с водо-водяными реакторами типа ВВЭР, 11 - с канальными реакторами типа РБМК, 4 - с канальными реакторами типа ЭГП-6 и один энергоблок с реактором на быстрых нейтронах типа БН-600. К 2020 г. возможно увеличение доли производства электроэнергии на АЭС до 20...30 % в целом по стране и до 25.. .40 % в европейской части России.

В Китае действуют девять ядерных энергоблоков.

Два основных фактора — непрекращающийся рост цен на нефть и приближающаяся выработка жизненного ресурса функционирующих в стране АЭС — определило намерение Франции начать с 2007 г. реализацию проекта реакторов третьего поколения (EPR), которые, согласно ожиданиям, заработают к 2020 г. и обновят парк нынешних французских реакторов (значительная их часть относится ко второму поколению).

Доля АЭС в общей выработке электроэнергии на Украине составила 47,9 % (в 2004 г. — 48,2 %). Долгосрочная энергетическая стратегия республики предусматривает повышение доли АЭС в структуре производства электроэнергии с нынешних 48% до 52%. Предполагается строительство новых ядерных энергоблоков как на уже существующих площадках АЭС, так и на отобранных ранее площадках, в том числе Чигиринской и Одесской.

Несмотря на значительную роль, которую играет атомная энергетика в мировом энергетическом балансе, наметились тенденции падения ее доли в общем энергопроизводстве и сворачивания ядерных программ в некоторых развитых странах Запада. Негативное отношение к атомной энергетике в отдельных странах объясняется сохраняющейся потенциальной опасностью АЭС при тяжелых авариях с повреждением ядерного топлива в реакторе, проблемами накопления, переработки и окончательного захоронения радиоактивных отходов (РАО) и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), которые еще до конца не решены.

Современная атомная энергетика базируется главным образом на реакторах, работающих на тепловых нейтронах, которые используют около 1 % добываемого урана. Поэтому экономически приемлемые запасы урана могут обеспечить топливом атомную энергетику достигнутого уровня не более чем на 100 лет.

Многочисленные прогнозы дальнейшего использования атомной энергии в мире достаточно противоречивы и неоднозначны. В некоторых странах, как уже отмечалось, сложилось негативное отношение к АЭС, либо началось свертывание программ развития атомной энергетики. В то же время прогнозируется ее бурный рост в странах азиатского региона. Масштабы и пути развития энергетики (включая атомную) каждая страна определяет исходя из своих потребностей и возможностей.
Большинство прогнозов сходятся на том, что потребности в электрической энергии в мире к середине 21 в. возрастут в 2-3 раза по сравнению с концом 20 в., что связано с неизбежным удвоением населения Земли, а также с ростом потребления энергии в развивающихся странах. Поэтому атомная энергетика, удовлетворяющая повышенным требованиям по безопасности и экономике, должна взять на себя определенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии.

Оценки запасов ядерного топлива в земной коре и в водах океанов показывают, что производство атомной энергии не встретит ресурсных ограничений на обозримый период времени даже при консервативных предположениях о возможном его извлечении. В крупномасштабной атомной энергетике будут использоваться реакторные установки различного типа, в том числе для выработки электроэнергии и тепла, расширенного воспроизводства ядерного топлива, выжигания актинидов и для других практических задач.

· Важным является проведение намеченных научных исследований и опытно-конструкторских работ (НИОКР) по созданию и внедрению в атомную энергетику 21 в. реакторных установок с естественной безопасностью, в которых детерминистически исключаются тяжелые аварии с повреждением топлива в активных зонах реакторов. Принцип естественной безопасности атомной энергетики распространяется на весь ядерно-топливный цикл и включает в себя следующие требования:

· исключение тяжелых аварий с повреждением ядерного топлива, представляющих радиационную опасность для населения;

· надежное обращение и захоронение радиоактивных отходов;

· обеспечение режима нераспространения ядерных материалов.

Перспективы и масштабы возможного внедрения атомной энергетики вытекают из прогноза развития энергетики, структуры топливно-энергетического баланса и других условий, связанных с состоянием экономики конкретной страны.

Классификация атомных реакторов

Все реакторы можно классифицировать по:

1) назначению:

- энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);

- исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);

- транспортные (компактность, маневренность);

- промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);- многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);

2) виду замедлителя:

- легководные (наиболее компактны);

- графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

- тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

3) виду теплоносителя:

- легководные (наиболее распространенные);

- газоохлаждаемые (также широко распространены);

- тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

- жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

4) энергетическому спектру нейтронов:

- на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

- на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

- на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

5) структуре активной зоны:

- гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

- гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

Технологические схемы производства электроэнергии на АЭС

Тепловые схемы атомных электростанций зависят от типа реактора, вида теплоносителя, состава оборудования. Тепловые схемы могут быть одно-, двух- и трехконтурными.

В одноконтурных схемах (рис.5) пар вырабатывается непосредственно в реакторе. Полученная пароводяная смесь (паросодержанием до 15 %) подается в барабан-сепаратор, отсепарированный насыщенный пар поступает в паровую турбину. Отработавший в турбине пар конденсируется, и конденсат циркуляционным насосом подается в реактор. Одноконтурная схема наиболее проста в конструктивном отношении и достаточно экономична. Однако рабочее тело на выходе из реактора становится радиоактивным, что предъявляет повышенные требования к биологической защите и затрудняет проведение контроля и ремонта оборудования.

Водоводяные реакторы (например тип ВВЭР) используются для строительства двухконтурных схем. Как следует из названия, такая АЭС (рис 4.8.1) состоит из двух контуров. Первый контур расположен в реакторном отделении. Он включает реактор типа ВВЭР, через который с помощью ГЦИ прокачивается вода под давлением 15,7 МПа (160 ат). На входе в реактор вода имеет температуру 289 °С, на выходе — 322 °С. При давлении в 160 а г вода может закипеть, только при температуре 346 °С и, таким образом, в первом контуре двухконтурной АЭС всегда циркулирует только вода без образования пара.

Рисунок 4.8.1. Схема двухконтурной ФЭС с водо-водяным реактором типа ВВЭР (приведенные цифры относятся к ВВЭР-1000)

Из ядерного реактора вода с температурой 322 °С поступает в парогенератор. Парогенератор — это горизонтальный цилиндрический сосуд (барабан), частично заполненный питательной водой второго контура; над водой имеется паровое пространство. В воду погружены многочисленные трубы парогенератора ПГ, в которые поступает вода из ядерного реактора. Можно сказать, что парогенератор — это кипятильник, выпаривающий воду при повышенном давлении. С помощью питательного насоса ПН и соответствующего выбора турбины в парогенераторе создается давление существенно меньшее, чем в первом контуре (для реактора ВВЭР-1000 и турбины мощностью 1000 МВт это давление свежего пара Р_о -60 ат). Поэтому уже при нагреве до 275 °С вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева ее теплоносителем, имеющим температуру 322 °С. Таким образом, в парогенераторе, являющимся связывающим звеном первого и второго контура (но расположенном в реакторном отделении), генерируется сухой насыщенный пар с давлением Р₀ - 60 ат и температурой to- 275 °С (свежий пар).

Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском по сайту: