Физика атомного реактора Сопротивление материалов Математика решение задач Информатика Атомная энергетика безопасность Электротехника и электроника

Атомные электростанции Парогазовая электростанция (ПГЭС) Электрическая схема системы СН Термоэлектрические преобразователи Измерение состава газовых смесей.


Меры по повышению безопасности атомной станции

Наличие апробированных в энергетике ядерных технологий, доказанная экономическая конкурентоспособность и техническая безопасность делают ядерную энергию фаворитом в обеспечении значительной доли производства энергии в наступающем XXI веке.

Атомные электростанции

Атомные электростанции по принципу своей работы также можно отнести к ТЭС, с тем лишь отличием, что в качестве топлива используется радиоактивное топливо (обогащенный уран). АЭС проектируются и сооружаются с реакторами различного типа на тепловых и быстрых нейтронах по одноконтурной, двухконтурной или трехконтурной схеме. АЭС могут производить как электрическую, так и тепловую энергию.

Упрощенная схема двухконтурной АЭС.

Процесс полураспада радиоактивного топлива сопровождается выделением большого количества тепловой энергии, которая и используется для получения перегретого пара. Для обеспечения радиационной изоляции используются раздельные контуры теплоносителей. Теплоноситель, соприкасающийся с радиоактивным топливом, в первом контуре не вступает в непосредственный контакт с водой циркулирующей во втором контуре. Передача теплоты происходит в теплообменных аппаратах.

Оборудование второго контура включает турбину Тб и конденсатор К и является аналогичным основному оборудованию ТЭС. Первый радиоактивный контур содержит реактор Р, парогенератор ПГ и питательный насос ПН. В качестве расщепляющего материала на АЭС обычно используют уран 235U в виде концентрата закиси-окиси урана U3О8. Поглощая один нейтрон, уран 235U делится на две части с выделением энергии. При расщеплении 1 кг урана 235U выделяется энергия эквивалентная энергии, выделяющейся при сгорании примерно 2900 тонн угля.

Особенности АЭС:

1. Могут сооружаться в любом географическом месте, в том числе и труднодоступном.

2. Требуют малого количества топлива.

3. Слабо загрязняют атмосферу.

 

Газотурбинные электростанции

В основе газотурбинной электростанции лежит газотурбинная установка (ГТУ), по принципу работы схожая с авиационным газотурбинным двигателем. Рабочим телом ГТУ являются продукты сгорания топлива.

Упрощенная схема газотурбинной установки.

Процесс осуществляется следующим образом: воздух нагнетается из окружающей среды с помощью компрессора в камеру сгорания. Туда же подается топливо. В камере сгорания происходит воспламенение и горение топлива. То есть химическая энергия горения преобразуется в тепловую энергию продуктов сгорания. Температура продуктов сгорания составляет 800 °С. Далее продукты сгорания с высоким давлением и температурой поступают в турбину, где, расширяясь и охлаждаясь, отдают энергию колесу турбины, приводя его во вращение. Часть механической энергии вращения колеса турбины затрачивается на привод воздушного компрессора и топливного насоса, но основная передается генератору для преобразования в электрическую. Пусковой двигатель М необходим для начального разгона и запуска газотурбинной установки.

Коэффициент полезного действия газотурбинных установок с агрегатами 25-100 МВт составляет 29-34%. Они используются в энергосистемах в качестве резервных автономных источников энергии, а также в качестве источников для покрытия пиковой части графиков нагрузки. Так как отработанный газ из турбины имеет высокую температуру, то его обычно используют для целей теплофикации.

Физический пуск реактора В пособии описаны теоретические основы и методика физического пуска реактора, включая измерение его основных характеристик – весов органов СУЗ, коэффициентов реактивности и т.п. Работа по физическому пуску проиллюстрирована на примере тренажера быстрого реактора, установленного на компьютерах каф. РКР.

Метод обратного умножения

Описание тренажера Тренажер представляет собой модель быстрого реактора (БН-350) с урановым оксидным топливом и жидким натрием в качестве теплоносителя. Высота активной зоны 1.6м, но для простоты работы мы можем принять ее равной 1м. Сначала коротко остановимся на возможностях тренажера.

Приборы контроля и ключи управления тренажером БН Приборы контроля ЯЭУ мы обычно подразделяем на приборы контроля ядерных параметров реактора и приборы контроля технологических параметров.

Требования безопасности при пуске При выходе в критическое состояние должны выполняться соответствующие требования безопасности.

Теплофикационные электростанции — теплоэлектроцентрали (ТЭЦ)

Концепция глубокоэшелонированной защиты подразумевает использование четырех последовательных барьеров, предотвращающих распространение радиоактивных материалов (топливная матрица, топливная оболочка, граница первого контура и защитная оболочка). Эти барьеры в свою очередь защищены тремя уровнями проектных мер: предотвращение аномальной эксплуатации и отказов (уровень 1), контролирование аномальной эксплуатации и обнаружение неисправностей (уровень 2) и контролирование проектных аварий (уровень 3). Если первые три уровня не смогли обеспечить структурную целостность активной зоны, предпринимаются дополнительные действия на уровне 4, задачей которого является удержание вероятности аварии с серьезным повреждением активной зоны и величины радиоактивных выбросов, сопровождающих тяжелую аварию, на минимальном достижимом уровне. И, наконец, уровень 5 включает меры аварийного реагирования за пределами площадки АЭС.
Управление авариями на АЭС является одним из основных элементов концепции эффективной глубокоэшелонированной защиты. В соответствии с этой концепцией каждый уровень проекта должен быть защищен отдельно, независимо от остальных уровней. Соответственно, должны быть разработаны эксплуатационные процедуры и инструкции для реакции на возмущения, вносимые в систему на каждом из уровней глубокоэшелонированной защиты.

Первый реактор ВВЭР был введен в эксплуатацию почт 40 лет назад (в 1964 г.) на Нововоронежской АЭС. Всего за это время было включено в сеть 60 энергоблоков с реакторами ВВЭР различных модификаций электрической мощностью от 70 до 1000 МВт. В настоящее временя в эксплуатации находится 52 энергоблока, из них в России 14 энергоблоков: 6-е ВВЭР-440 и 8 - с ВВЭР-1000.
Меры по повышению безопасности атомной станции