8. Технологический процесс производства электроэнергии на аэс
Атомная электростанция (АЭС) - это тепловая станция, которая использует энергию атомного топлива. Работающие и проектируемые АЭС сооружаются с реакторами различного типа на тепловых и быстрых нейтронах по одноконтурной, двухконтурной и трехконтурным схемам. В качестве ядерного горючего на АЭС используется U-235 Деление ядер урана происходит в ядерном реакторе. Поглощая один нейтрон U-235 делится на осколки, выделяя энергию. При расщеплении 1 кг U-235 выделяется 21.6 млн. КВт-ч энергии. Это эквивалентно энергии, которая выделяется при сжигании 2300 т угля. Основную массу урана на земле (99.27 %) составляет U-238, который нормально не расщепляется. Но уже существуют способы использовать изотоп U-238 с получением плутония, который является расщепляющим материалом:
Ядерное топливо в реакторах используется в твердом виде и заключается в защитную оболочку. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. Тепловая энергия, которая выделяется при реакции деления ядер урана отводится теплоносителем из активной зоны реактора теплоносителем. Теплоноситель прокачивается под давлением через активную зону реактора главными циркуляционными насосами (ГЦМ). В качестве теплоносителя в современных АЭС, как правило, используется вода.
В результате деления ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, обладающие относительно невысокой энергией. В слабообогащенном уране с малым содержанием U-235 цепная реакция деления на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются в реакторе до медленных (тепловых нейтронов). Основными замедлителями являются вода, графит, тяжелая вода, содержащие элементы с малой атомной массой и обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам.
В наибольшей степени в настоящее время освоены реакторы на тепловых нейтронах. На Украине на АЭС используются реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы). С такими реакторами применяют двухконтурные АЭС (рис.7).
Р - реактор; ПГ – парогенератор; КО – компенсатор объема; ГЦН – главный циркуляционный насос; Т – турбина; К – конденсатор; ЦН – циркуляционный насос; КН – конденсационный насос; Тбл – блочный трансформатор; G – генератор;
В АЭС с реакторами ВВЭР в активную зону реактора подается вода давлением 12.25 – 15.7 МПА, которая нагревается до температуры 568-598 С. Подача воды осуществляется главным циркуляционным насосом (ГЦН). Циркулирующий по контуру теплоноситель затем отдает энергию в парогенераторе ПГ в котором из подаваемой с помощью питательного насоса образуется насыщенный пар, который в свою очередь направляется в турбину. АЭС с такими реакторами строятся по блочному принципу преимущественно с блоками мощностью 1000 МВт.
Основные особенности АЭС:
Могут сооружаться и работать в любом географическом районе, даже в труднодоступном. Но после аварии на ЧАЭС, АЭС не строят в густонаселенных и сейсмоактивных районах;
Для их работы требуется малое количество топлива;
Чувствительны к переменному режиму (внешним возмущениям). Поэтому, а также с учетом требований экономичности используется базовая часть графика нагрузки энергосистемы; Могут работать по свободному графику нагрузки. По действующим сейчас АЭС по технологическим причинам работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы. Время использования установленной мощности составляет 6500 – 7000 ч/год.;
Слабо загрязняют атмосферу. При соблюдении условий безопасной эксплуатации АЭС выбросы радиоактивных газов и аэрозолей небольшие и не превышают значений, допустимых санитарными нормами. С этой точки зрения атомную энергетику можно считать перспективной.