Принцип работы атомных электрических станций

5 Атомные электрические станции

5.1 Принцип работы атомных электрических станций

Первая в мире АЭС была введена в эксплуатацию в г. Обнинске (СССР) 27 июня 1954 г., о чем сообщило Московское радио. Затем сообщение об успешно за­вершенных работах по созданию первой промышленной электростанции на атом­ной энергии было передано зарубежными информационными агентствами, про­комментировано радио и прессой, воспринято как сенсация.

На АЭС энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, пре­вращается в тепловую энергию пара или газа, затем в электрическую энергию, т. е. в энергию движения электронов в проводнике. Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтронами, в результате чего получаются осколки ядер, обычно неодинаковые по массе - нейтроны и другие продукты деления, которые разлета­ются в разные стороны с огромными скоростями и имеют, следовательно, большие кинетические энергии. Получаемая при делении ядер энергия почти полностью превращается в теплоту. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция деления, называется ядерным реактором.

Обычные ТЭС принципиально отличаются от АЭС только тем, что рабочее те­ло на них получает теплоту в парогенераторах при сжигании органического топли­ва (на АЭС - в ядерных реакторах). Для подогревания воды и превращения ее в пар на ТЭС используется теплота, получаемая при сжигании угля, а на АЭС – теплота, получаемая с помощью управляемой ядерной реакции деления.

Основной элемент станции – ядерный реактор, который состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.

В рабочие каналы активной зоны помещают ядерное топливо в виде урановых или плутониевых стержней, покрытых герметичной металлической оболочкой. В этих стержнях и происходит ядерная реакция, сопровождаемая выделением большого количества тепловой энергии. Поэтому стержни с ядерным топливом на­зывают тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Количество твэлов в активной зоне доходит до нескольких тысяч. В активную зону помещают за­медлитель нейтронов, через нее также проходит теплоноситель, под которым по­нимают вещество, служащее для отвода теплоты. В качестве теплоносителя ис­пользуется обычная вода, тяжелая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы (углекислый газ, гелий). Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает в рабочих каналах поверхности твэлов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования. Активная зона окружена отражателем, который возвращает в нее вылетающие нейтроны.

Мощность энергетического реактора определяется возможностями быстрого отвода теплоты из активной зоны.

Основная часть энергии, выделяющейся при ядерной реакции в твэлах, идет на нагревание ядерного топлива, а небольшая часть – на нагревание замедлителя. По­скольку отвод теплоты происходит за счет конвективного теплообмена, то для по­вышения его интенсивности следует увеличивать скорость движения теплоносителя. Так, скорость движения воды в активной зоне составляет примерно 3 – 7 м/с, а скорость газов 30 – 80 м/с.

Управление реактором производится с помощью специальных стержней, по­глощающих нейтроны. Стержни вводятся в активную зону и изменяют поток ней­тронов, а следовательно, и интенсивность ядерной реакции.

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу теплового двигателя (турбины) по одноконтурной (рисунок 15.4.1, б), двухконтурной (рисунок 15.4.1, в) и трехконтурной (рисунок 15.4.1, г) схемам.

а – общий вид атомной электростанции: 1 – храни­лища топлива;                                      2 – реакторные здания; 3 – машинный зал; 4 – электрическая подстанция;                    5 – храни­лище жидких отходов; б, в, г – схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС; 1 – реактор с пер­вичной биологической защитой;                                                          2 – вторичная биологическая защита; 3 – турбина; 4 – электрический генератор;             5 – конденсатор или газоохладитель; 6 – насос или компрессор; 7 – регенеративный теп­лообменник; 8 – циркуляционный насос; 9 – парогенератор;                                     10 – промежуточный теплообменник

Рисунок 15.4.1 – Общий вид и схемы работы АЭС

Каждый контур представляет собой замкнутую систему. Многоконтурная схе­ма обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.

При работе АЭС по двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель отдает теплоту рабочему телу в парогенераторе. Если в качестве теплоносителя ис­пользуется вода, то она охлаждается в парогенераторе на 15 – 40°С. Теплоносители в виде жидкостей и газов охлаждаются в парогенераторах значительнее, иногда на несколько сотен градусов.

Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологи­ческой защиты. Во втором контуре рабочее тело (вода и пар) нигде не соприкаса­ется с радиоактивным теплоносителем первого контура, поэтому с ним можно об­ращаться так же, как и на обычных ГЭС.

В качестве теплоносителя на первой АЭС используется вода (рисунок 15.4.2). Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре используется повышенное давление, так как при этом температура кипения воды также повышается.

1 – графитовый замедлитель; 2 – стержни реактора; 3 – кольцевой коллек­тор;             4 – подогреватель; 5 – парогенератор; 6 – пароперегреватель; 7 – турбина;                               8 – конденсатор; 9 – насос второго контура; 10 – компенсатор; 11 – насос первого контура; 12 – стальной кожух; 13 – графитовый отражатель; 14 – бетонная защита

Рисунок 15.4.2 – Схема первой АЭС

С увели­чением давления температура кипения воды изменяется следующим образом: при р = 101,3 кПа значение Ткип = 100 °С, при р = 1013 кПа значение Ткип = 180°С. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньше­го погружения. В теплообменнике используется противоток, что дает возможность нагревать рабочее тело второго контура до 260°С и охлаждать воду первого конту­ра до 130°С.

Биологическая защита выполняет функции изоляции реактора от окру­жающего пространства, т. е. от проникновения за пределы реактора мощных пото­ков нейтронов, α-, β-, γ-лучей и осколков деления. Защита реактора выполняется в виде толстого слоя (до нескольких метров) бетона с внутренними каналами, по ко­торым циркулирует вода или воздух для отвода теплоты.

Количество этой теплоты равно 3 – 5 % от всей выделенной в реакторе энер­гии.

Защита должна ограничивать уровни излучений до значений, не превышаю­щих допустимых доз как при работе реактора, так и при его останове.

Биологическая защита, в первую очередь, предназначается для создания безо­пасных условий работы обслуживающего персонала. Поэтому все излучающие устройства (первый контур) помещаются внутри защитной оболочки.