Технологическая часть.
В системе АЭС различают теплоноситель, отводящий тепло от реактора, и рабочее тело, предназначенное для преобразования тепловой энергии в механическую. Если контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают, АЭС называется одноконтурной. В этом случае среда, отводящая теплоту из реактора, должна совершать работу в турбине. Достоинством одноконтурных АЭС является простота тепловой схемы и относительно высокая тепловая экономичность. Однако, проходя через реактор теплоноситель активируется, и значительная часть активности поступает в паротурбинный тракт, что затрудняет эксплуатацию его агрегатов и усложняет радиационную обстановку на АЭС.
В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя называется первым и является радиоактивным. Во втором контуре, где циркулирует рабочее тело, радиоактивность отсутствует. Это упрощает конструкцию и эксплуатацию второго контура и обеспечивает сопоставимые технико-экономические показатели двух- и одноконтурных АЭС.
Характеристики ядерных реакторов:
Тип реактора |
Мощность, МВт |
Давление в реакторе, МПа |
Температура теплоносителя на выходе, оС |
Размеры активной зоны, м |
||
Тепловая |
Электри-ческая |
Диаметр |
Высота |
|||
ВВЭР -1000 |
3000 |
1000 |
16 |
324 |
3,12 |
3,5 |
РМБК-1000 |
3200 |
1000 |
7 |
280 |
11,80 |
7,0 |
На одноконтурных АЭС парогенераторы отсутствуют, т.к. теплоноситель является рабочим телом. В многоконтурных системах парогенераторы необходимы. Конструкции их многообразны. Для реакторов ВВЭР наибольшее распространение получили парогенераторы горизонтального типа с многократной естественной циркуляцией. Их поверхность нагрева выполнена нержавеющими стальными трубками диаметром 14…15мм. Трубки находятся внутри корпуса, являющегося резервуаром для воды и пара. Теплоноситель движется внутри трубок, а рабочее тело – в объеме корпуса парогенератора. Пар, образующийся внутри корпуса, выводится по патрубкам и направляется в турбину. Парогенератор реактора ВВЭР имеет производительность пара 1470 т/ч, давление пара 6,4 МПа, мощность 250 МВт.
Выбор турбины АЭС а значительной степени зависит от типа ядерного реактора. Если реактор выдает пар высоких начальных рабочих параметров, то турбины АЭС идентичны турбинам ТЭС при условии, что поступающий в них пар нерадиоактивен. В противном случае турбина имеет конструктивные особенности, связанные с организацией сепарации и промежуточного перегрева пара (например турбины одноконтурных АЭС).
Строительство и эксплуатация АЭС не возможна без разрешения вопросов надежности. Радиоактивное излучение опасно. Основной источник радиоактивности на АЭС содержится внутри ТВЭЛов. Отработанное топливо также весьма радиоактивно. В процессе работы АЭС образуются радиоактивные жидкости, газы и твердые вещества. Все это требует принятия высоких мер надежности работы АЭС.
Первым делом обеспечивают радиоактивную безопасность реактора и первого контура посредством слоя бетона.
Существенным фактором надежности АЭС является автоматизация управления режимами работы основного оборудования, дублирование этого оборудования, постоянная готовность и автоматическое включение аварийных систем при возникновении соответствующих ситуаций. Необходимо соблюдать меры безопасности при транспортировке, загрузки и выгрузке радиоактивного топлива.
Особой проблемой является и хранение радиоактивного топлива. Эту задача полностью не разрешена и по сей день.
АЭС – одна из наиболее мощных и инерционных станций. Ее работу нельзя быстро прекратить как у ГЭС или ГАЭС. Поэтому она несет базисную нагрузку энергосистемы.