| Атомные электростанции. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь |
Атомные электростанции. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь
Белорусский национальный технический университет
[В Л1]
Атомные электростанции.
Будущее ядерной энергетики в
Республике Беларусь.
МИНСК – 2001 г.
Содержание
Введение 2
I. Атомные электростанции 3
1.1. Типы атомных
электростанций 3
1.2. Тепловые схемы
АЭС 4
1.3. Перспективы
развития ядерной и термоядерной энергетики 6
II. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь 7
2.1.
Целесообразность развития ядерной энергетики 7
2.2. Требования к
экономическим параметрам АЭС 9
2.3. Возможные
варианты АЭС для условий Республики Беларусь 11
Заключение 12
Список литературы 13
Введение
Известно, что наиболее освоенными и широко
используемыми источниками энергии на Земле в настоящее время являются:
·
полезные ископаемые
органического происхождения,
·
возобновляемые источники
энергии также органического происхождения (древесное топливо и т. п.), а также
·
источники гидравлической
энергии (пригодные для этой цели реки и другие водоемы),
в совокупности удовлетворяющие современные потребности человечества в
энергии приблизительно на 80%. Однако:
·
запасы полезных
ископаемых довольно ограничены и распределены на Земле весьма не равномерно с
геополитической точки зрения;
·
возобновляемые источники
энергии (древесное топливо и т. п.) недостаточно калорийны и их широкое
использование для удовлетворения существующих сегодня потребностей грозит
очевидной экологической катастрофой;
·
возможности использования
энергии водоемов также весьма ограничены и сопряжены с негативным влиянием на
экологию,
поэтому, наиболее авторитетных ученые отечественной и зарубежной науки
полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем
обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на
возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как
основного топлива ядерных энергетических установок. Перспективность ядерной
энергетики, несмотря на последствия чернобыльской трагедии, становится с каждым
годом все более очевидной благодаря результатам исследований, провидимым в
ведущих ядерных странах. Результаты этих исследований убедительно
свидетельствуют, что создание достаточно надежных энергетических установок на
ядерном топливе сегодня вполне реально. Так основным содержанием развития
ядерной энергетики в России и ряда других зарубежных стран в последние годы
была дальнейшая разработка качественно новых подходов в обеспечении
безопасности атомных станций и создание на базе этих подходов ядерной установки
для теплоснабжения крупных населенных пунктов, таких как города с численность
населения от 500 тыс. человек населения и выше. Создание двух таких станций в
середине 80-х годов уже было близко к завершению под Нижним Новгородом и
Воронежем, но волна антиядерных настроений после чернобыльской аварии 1986 года
остановила их строительство. Использованные в этих проектах свойства
самозащищенности реакторов и пассивные системы и средства безопасности
составляют на сегодняшний день основу безопасности новых поколений станций
нового столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13
стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки, представляющих из
себя атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Общая концепция АСТП
была разработана в 1975-78 г.г., и первоначальный срок пуска блоков был
ориентирован на 1985 г. Уже в настоящее время в России существует возможность
реализации проекта АСТП при выводе из эксплуатации двух промышленных реакторов
под Томском [1]. Что касается Беларуси, то после чернобыльской аварии все
исследовательские и проектно-конструкторские работы по созданию ядерных
ректоров были приостановлены. Теми не менее интерес к развитию этого
направлению энергетики в республике остается, поскольку технический прогресс
неразрывно связан с возрастанием потребности в энергии во все больших
масштабах.
I.
Атомные электростанции
1.1. Типы атомных электростанций
На атомных электростанциях, так же как и на электростанциях,
работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения
энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между
процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае
используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в
качестве топлива), а другом – при горении органического топлива.
Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями
(АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего
большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может
использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции
промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран
дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма
специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен
принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.
Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в
твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных
мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в
том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же,
как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного
горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще
значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является
характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии
характеризуется глубиной выгорания[2].
Принципиально возможны многочисленные типы ядерных
реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В
таблице 1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (-) сочетания
замедлителя и теплоносителя.
Таблица 1
|
Замедлитель
|
Теплоноситель
|
Н2О
|
Газ
|
D2О
|
Жидкий металл
|
Н2О
|
+
|
-
|
-
|
-
|
Графит
|
+
|
+
|
-
|
-
|
D2О
|
+
|
+
|
+
|
-
|
Отсутствует
|
-
|
+
|
-
|
+
|
Все реакторы можно классифицировать [3] 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).
Особенность современной ядерной энергетики – использование
реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном уране его всего 0,7%. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах
обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие
предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран,
содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный.
Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на
быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива,
включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.
Коренное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС
заключается в том, что для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего
сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового
котла, а для ТЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе
деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону.
1.2 Тепловые схемы АЭС
В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее
тело – это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в
механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела
всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.
7 2
3 1 – реактор, 2 –
паровая турбина, 3 – электрогенератор,
4 – конденсатор, 5 –
питательный насос, 6 – циркуля-
ционный насос, 7 – парогенератор.
4
1
5
6
а) одноконтурная
7
2 1 – реактор, 2 –
паровая турбина, 3 – электрогенератор,
3
4 – конденсатор, 5 – питательный
насос, 6 – циркуля-
ционный насос, 7 – парогенератор, 8 –
компенса-
8 тор
объема.
4
1
6 5
б)
двухконтурная
7 2 1 – реактор,
2 – паровая турбина, 3 – электрогенератор,
8 4 – конденсатор,
5 – питательный насос, 6 – циркуля-
ционный насос, 7 – парогенератор, 8 – компенса-
тор объема, 9 – промежуточный теплообменник.
3
4
9
5
6
Страницы: 1, 2
|