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

 

Реакторы типа ВВЭР-1000

Реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы) имеют некоторые конструктивные отличия от реакторов РБМК-1000.

Реакторы ВВЭР также как и РБМК имеют электрическую мощность 1000 МВт, но тепловая их мощность немного меньше и составляет 3000 МВт. Реакторы ВВЭР довольно тяжелые и имею массу в несколько сотен тонн.

 Реакторы ВВЭР также называют корпусными реакторами. В корпусных реакторах применяется, как правило, двух контурная система использования воды. Нагретая до высокой температуры в активной зоне реактора вода поступает в теплообменник, где оставляет свое тепло, отдавая его воде второго контура. Первый и второй контуры отделены друг от друга изоляционным слоем, поэтому вода из первого контура не может попасть во второй. В этом существенное преимущество двухконтурных реакторных систем с точки зрения радиационной безопасности. В легководяных реакторах замедлителем и теплоносителем служит обыкновенная вода.

 Существует две основных конструкции реакторов: BWR(boiling water reactor) – реактор с кипящей водой и PWR(pressurized water reactor) – реактор с водой под давлением. Промышленные типы этих реакторов были созданы в США в 50-х годах.

 BWR – реактор прямого цикла. Охлаждающая вода циркулирует в нем, проходя через активную зону реактора, и превращается в пар внутри корпуса давления реактора. Этот пар непосредственно приводит во вращение турбину электрогенератора. Конденсат после прохождения им деаэратора поступает обратно в корпус реактора. Вследствие прямого цикла происходит загрязнение турбины радиоактивными веществами, содержащимися в паре и воде первичного контура. Поэтому турбина заключена в герметичный кожух, протечки из которого направляются обратно в первичный контур. Турбинный зал является контролируемой зоной, и во время технического обслуживания в нем необходимо применять специальные меры предосторожности.

  PWR – реактор непрямого цикла. Давление в корпусе реактора является достаточно высоким для предотвращения кипения воды. Эта вода при температуре примерно 320 градусов Цельсия циркулирует по замкнутому контуру, включающему парогенератор, вырабатывая во вторичном контуре пар, который приводит в действие турбину.

  Реакторы ВВЭР постоянно развивают и усовершенствуют. Первый реактор ВВЭР имел мощность 210 МВт. За 20 лет электрическая мощность блока возросла до 1000 МВт; давление первого контура возросло с 10 МПа до 16 МПа, а давление пара в парогенераторах возросло с 2,3 до 6,4 МПа; удельная напряженность активной зоны возросла с 47 до 111 кВт/литр. У реактора ВВЭР есть некоторые апробированные общие решения:

-использование в активной зоне реактора шестигранных кассет, содержащих цилиндрические ТВЭЛы из двуокиси урана с покрытием из сплава циркония с 1% ниобия;

-применение для изготовления корпуса реактора высокопрочных хромомолибденовых сталей; использование для производства насыщенного пара парогенераторов горизонтального типа. 

  Существенные отличия конструктивного решения активной зоны реактора ВВЭР-1000 заключаются в следующем:

-в энергетике традиционно используется треугольная разбивка ячеек зоны, что определяет шестигранную форму кассет, позволяющую более плотно использовать пространства активной зоны;

-размеры тепловыделяющих элементов к реактору ВВЭР-1000 имеют меньший диаметр (9,1мм) при шаге решетки 12,75 мм, что обеспечивает относительно большую поверхность теплосъема и позволяет получить ту же мощность при меньшей загрузке топлива без увеличения удельной тепловой нагрузки на единицу поверхности ТВЭЛов.

 Средние удельные расходы металла на единицу мощности в реакторах ВВЭР-1000 составляют около 0,7 тонн на МВт. Большая доля объема конденсатора в общем, объеме контура для реактора ВВЭР-1000, а так же большая относительная мощность электронагревателей позволяют этой установке успешно преодолевать переходные и аварийные режимы.

 На рисунке 2 представлена принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР-1000.

На рисунке 2 представлена принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР-1000

  Рис.2.

 Тепловая схема АЭС с реакторами ВВЭР почти такая же, как у АЭС с реакторами РБМК. Нагретая в реакторе вода по трубам поступает к турбине либо прямиком, либо проходя через второй тепловой контур.

Потом пар конденсируется и снова поступает в реактор. Вода, циркулирующая в первом и втором контурах реактора химически очищена от солей и примесей и не поступает в окружающую среду. Тем самым обеспечивается экологическая безопасность процесса выработки электроэнергии.

  Источники тепла для возможного дополнительного преобразования энергии на АЭС.

а) для электростанций с реакторами ВВЭР – корпус реактора, главные трубопроводы от реактора до теплообменника, парогенератор, паропроводы до турбин, цилиндры высокого, среднего и низкого давления ,корпуса генераторов, конденсаторы.

 б)для электростанций с реакторами РБМК – корпус реактора, главные трубопроводы от реактора до барабан-сепараторов, паропроводы до турбин, цилиндры высокого и низкого давления), корпуса генераторов, конденсаторы.

 Масса реактора составляет сотни ( реакторы ВВЭР) и даже тысячи тонн ( реакторы РБМК).

Источники с наибольшей температурой поверхности – реакторы, главные трубопроводы, цилиндры высокого давления.

Возможность использования тепловой энергии от структурных элементов АЭС:

Наибольшая плотность теплового потока у реакторов, затем трубопроводов, парогенераторов и барабан-сепараторов. Поэтому для обеспечения собственных нужд АЭС отбор тепла можно вести с любого из указанных структурных элементов, для решения задач аварийного энергоснабжения необходимо использование инерционных в тепловом отношении элементов – реактора, корпусов турбин, генераторов .

 Интерес представляет также использование тепловой энергии радиоактивного распада облученного ядерного топлива в бассейнах выдержки и хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), поскольку отработавшее ядерное топливо после извлечения из реактора обладает остаточным тепловыделением вследствие радиоактивного распада осколков деления ядер ( около 15 кВт/тонну ОЯТ).. И хотя со временем активность ОЯТ снижается, поступление «свежего» ОЯТ будет поддерживать энерговыделение на достаточно высоком для преобразования уровне. Так, например, при ежегодном извлечении из реактора РБМК-1000 50 тонн ОЯТ эквивалентно поступлению в ХОЯТ 800 кВт тепловой энергии, которая в течение года падает не слишком быстро.

Не вызывает сомнений, что если использовать тепловыделение ядерного реактора с его поверхности, то можно получить существенную величину электрической энергии, пригодной для использования на собственные нужды АЭС. Даже при остановленном реакторе остаточное тепловыделение будет происходить с относительно большой постоянной времени. Рассмотрим процесс охлаждения реактора после прекращения реакции деления ядер, считая его установившуюся температуру равной 3000С. Уравнение охлаждение физического тела имеет вид

 ∆θ=∆θуст*е-t/T,

  где ∆θ – изменение температуры тела;

 ∆θуст- установившаяся температура;

 Т постоянная времени охлаждения.

Постоянная времени может быть определена следующим образом:

Т=,

где с-удельная теплоемкость материала;

 М – масса тела;

 α –коэффициент теплоотдачи;

 S- поверхность охлаждения тела.

Постоянную времени можно условно определить как время, в течение которого температура тела уменьшается в 3 раза.

Если рассмотреть корпус реактора ВВЭР-1000, то удельная теплоемкость стали примерно равна 0,54 кДж/(кг*К), а масса корпуса с содержимым примерно 300 тонн. Тогда можно определить примерную постоянную времени охлаждения реактора как

 Т== 54 сек.

На самом деле постоянная времени будет заметно больше, если учесть другие элементы конструкции и массу нагретой воды.

У реактора РБМК-1000 размеры существенно больше , больше и масса. Одного замедлителя (графита) около 2000 тонн. Если принять условно массу реактора в 3000 тонн, охлаждающую поверхность в 750 кв.м, а усредненный коэффициент удельной теплоемкости в 0,6кДж/(кг*К), то постоянная времени охлаждения составит примерно

Т= = 120 сек.

Аналогичным образом можно оценить постоянную времени охлаждения корпуса турбогенератора и других объектов АЭС, нагреваемых в процессе работы до высокой температуры. Например, для турбогенераторов ТВВ-500-2, имеющих массу 325 тонн, поверхность охлаждения корпуса около 80 кв. м , постоянная времени охлаждения составит примерно 100 сек.

Таким образом, тепловой поток даже при выключенном реакторе может быть достаточным для обеспечения работоспособности систем обеспечения безопасности в течение почти минуты, что повышает эксплуатационную надежность АЭС.

А при работающей в номинальном режиме АЭС тепловые потоки с различных участков технологической цепи могут позволить вырабатывать заметное количество дополнительной электроэнергии.

Вопрос состоит в обосновании способа преобразования потерь тепла в полезную электроэнергию.

На главную