УТИЛИЗАЦИЯ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ АЭС

Русская мебель XIX века
История мебели
ДИЗАЙН-ПРОЕКТИРОВАНИЕ КОСТЮМА
Моделирование
Стиль
Ассортимент
ОСОБЕННОСТИ ПРОЕКТИРОВАНИЯ
ДЕТСКОЙ ОДЕЖДЫ
ОБРАЗНО-АССОЦИАТИВНЫЙ ПОДХОД
К ПРЕКТИРОВАНИЮ КОСТЮМА
Ансамбль
КЛАССИФИКАЦИЯ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ
И КОЛЛЕКЦИЙ
ОСНОВНЫЕ ТЕНДЕНЦИИ В СОВРЕМЕННОМ
ДИЗАЙНЕ ОДЕЖДЫ
Художественное восприятие произведений
дизайна
Работа с деревом Советы мастера
Курс
лекций по ТОЭ и типовые задания
Источники электрической энергии
Расчет цепей постоянного тока по законам
Кирхгофа
Выполним расчет цепи по методу контурных токов
Реактивные сопротивления элементов цепи
Найдем комплексные амплитуды токов
Параметры элементов схем реактивных
двухполюсников
Амплитудный и фазовый спектры напряжения
Расчет переходных процессов в электрических
цепях
Найти токи во всех ветвях
Расчет переходных процессов при импупьсных
воздействиях

Атомная энергетика

Энергетический реактор на быстрых нейтронах
Принцип работы атомных электрических станций
Примеры курсового расчета по дисциплине
"Теоретическая механика"
Проекция силы на ось
Уравнения равновесия плоской системы
сходящихся сил
Момент сил относительно точки и оси
Сумма статических моментов
Ускорение точки
Кинематические пары и цепи
Работа и мощность при вращательном движении
Сила трения качения
Построение эпюр продольных сил
Расчеты на срез и смятие
Расчеты на прочность и жесткость
Понятие о сложном деформированном
состоянии
Понятие о теориях прочности
Основные требования к машинам и деталям
Классификация машин
Храповые механизмы
Ременные передачи
Шпоночные и зубчатые (шлицевые) соединения
Назначение и классификация муфт
Сварные соединения

 

Современные преобразователи тепловой энергии в электрическую, использующие в качестве теплоносителя воду, имеют относительно невысокий коэффициент полезного действия. Для АЭС, как и любого другого преобразователя тепловой энергии в электрическую, эффективность работы зависит от разности температур теплоносителя на входе паровой турбины и на его выходе . Для реакторов АЭС, использующих в качестве теплоносителя обычную (легкую) воду, максимальная температура теплоносителя лежит в пределах 270-3200С. Вследствие этого коэффициент полезного действия (КПД) АЭС не превышает 30%, другими словами , потери энергии в процессе выработки электроэнергии составляют около 70%. Наиболее распространенным реактором в российской атомной энергетике является реактор мощностью 1000 МВт ( электрических), полная тепловая мощность которого равна примерно 3000МВТ. При 30-процентном КПД теряемая мощность равна 2000 МВТ, что эквивалентно сжиганию почти 10 млн. т угля в год.

  Очевидно, что повышение использования тепловой энергии ядерной реакции деления, происходящей в ядерном реакторе, позволяет не только экономить собственно ядерное топливо, но и органическое топливо, используемое в обычных теплоэлектростанциях. Одним из способов повышения КПД АЭС является использование теплоносителя с более высокой рабочей температурой. Наибольшие перспективы имеет в этом плане использование в качестве теплоносителя газа (например, гелия). Такие реакторы, называемые высокотемпературными газовыми реакторами (ВТГР), уже используются в мировой энергетике, но пока в очень незначительных масштабах.

 Другим способом повышения эффективности АЭС является утилизация тепловой энергии, пока теряемой в процессе преобразования. Использование даже части теряемой энергии может позволить решить задачи энергопотребления для собственных нужд АЭС, в частности, для энергоснабжения в аварийных режимах.

 Достаточно отметить, что на собственные нужды АЭС использует до 8% вырабатываемой энергии, в том числе и на цели теплоснабжения.

 Известно, что в настоящее время разработаны достаточно эффективные полупроводниковые преобразователи теплоты в электроэнергию, использование которых на АЭС может улучшить показатели эффективности и безопасности станций. Особенный интерес, на наш взгляд, является выработка электрической энергии в аварийных режимах для поддержания работоспособности систем обеспечения безопасности АЭС. Дело в том, что тепловая энергия конструктивных элементов АЭС достаточно инерционна, т.е. даже при прекращении работы реактора температура его  узлов и элементов меняется достаточно медленно во времени. Следовательно, преобразование накопленного тепла в электроэнергию может обеспечить электроснабжение как систем безопасности АЭС, так и других внутренних потребителей.

 Целью проекта является определение технических возможностей утилизации потерь тепловой энергии на АЭС с помощью теплоэнергетических полупроводниковых преобразователей (теплоэлектрогенераторов).

Структура АЭС и основные источники тепловой энергии.

Основным структурным элементом АЭС является ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется цепная ядерная реакция деления атомов урана и происходит передача энергии деления теплоносителю (как правило – воде). Основными типами ядерных реакторов в энергетике России являются водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) и реакторы большой мощности канальные (РБМК). Удельная плотность теплового потока у реакторов ВВЭР доходит до 850 кВт/м2, у реакторов РБМК значительно меньше ввиду существенно больших размеров активной зоны.

Реакторы типа РБМК-1000

 Реактор РБМК (реактор большой мощности канальный) получил своё название из-за своей большой мощности. Индекс 1000 означает, что эти реакторы имеют электрическую мощность 1000 МВт при тепловой мощности в 3200 МВт.

В реакторах типа РБМК теплоносителем является кипящая вода под большим давлением (около 60 атмосфер). Замедлителем в этих реакторах является графит. Основу конструкции таких реакторов составляют прямоугольные блоки из особо чистого графита. Размером 250Х250Х500 мм. В своей форме блоки имеют цилиндрические отверстия, вследствие чего при укладке их один на другой образуется вертикальный технологический канал, в который вставляется металлическая труба из сплава циркония. Внутри металлической трубы располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и проходит охлаждающая вода. Вся графитовая кладка представляет собой цилиндр диаметром около 14 метров и высотой свыше 8 метров. Для герметизации реакторного пространства графитовая кладка с боков окружена сварным металлическим кожухом, а сверху и снизу массивными стальными плитами, которые обеспечивают не только крепление графита, но и являются частью биологической защиты реактора. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите, поэтому для предотвращения окисления графита реакторное пространство заполняют медленно циркулирующей смесью гелия (He 85-90 %) и азота (N 10-15 %). В каждом технологическом канале, а их в реакторе РБМК-1000 всего 1661, находится по две тепловыделяющих сборки, соединённых последовательно, а поскольку каждый ТВЭЛ имеет длину 3,5 метра, высота активной зоны реактора составляет 7 метров. При этом общая загрузка урана в реактор составляет 200 тонн, если обогащение урана-235 имеет количество до 2,4 %.

 К основным достоинствам канальных реакторах относили отсутствие трудоёмкого и дорогостоящего корпуса, возможность наращивания мощности путем пристройки новых графитовых блоков без изменения конструкций других узлов, а также возможность замены без остановки реактора отработавших тепловыделяющих элементов на новые.

 Наряду с достоинствами реакторы РБМК имеют некоторые недостатки. Поскольку в реакторах РБМК охлаждающая вода непосредственно из активной зоны попадает в парогенератор и в турбину, то их называют одноконтурными. А в одноконтурных реакторах не исключена вероятность попадания радиоактивных веществ в воду, турбогенератор, а также другие объекты станции при аварийной разгерметизации трубопроводов. Кроме того, для реакторов РБМК ввиду большей длины активной зоны, большого объема графитовой кладки и некоторых других факторов характерна неравномерность распределения нейтронов по высоте и объему, а, следовательно, неравномерность тепловыделения. Это в совокупности с особенностями изменения замедляющих свойств паровоздушной смеси в процессе работы приводит к некоторой неустойчивости работы реакторов.

 На рисунке 1 приведена принципиальная схема АЭС с реактором РБМК-1000.

На рисунке 1 приведена принципиальная схема АЭС с реактором РБМК-1000

  Рис.1.

По рисунку видно что вода нагретая в технологических каналах до температуры 300°С по главным трубопроводам направляется от реактора к теплообменнику, где отдаёт часть своего тепла турбине, которая в свою очередь вращает парогенератор. Далее охлажденный до температуры примерно 30°С пар направляется в конденсатор и снова поступает в реактор в виде воды.

На главную