Атомные электрические станции: технологическая схема получения электрической энергии. Достоинства, недостатки АЭС

Министерство образования Республики Беларусь

Белорусский национальный технический университет

Энергетический факультет

Кафедра «Электрические станции»

РЕФЕРАТ

по дисциплине «Введение в инженерное образование»

«Атомные электрические станции:

технологическая схема получения

электрической энергии. Достоинства,

недостатки АЭС»

атомная электростанция реактор

Студента группы 106612Д. А. Кулявец

Руководитель А. Г. Сапожникова

Ответственный за нормоконтрольП. И. Климкович

Минск 2012

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

. Атомные электрические станции

. Технологическая схема получения электрической энергии

. Достоинства и недостатки

. Проект атомной станции повышенной безопасности АЭС-92

. Проект плавучей атомной электростанции в Северодвинске

Заключение

ВВЕДЕНИЕ

Научно-технический прогресс невозможен без развития энергетики. Для повышения производительности труда первостепенное значение имеет механизация и автоматизация производственных процессов, замена человеческого труда машинным. Но подавляющее большинство технических средств механизации и автоматизации (оборудование, приборы) имеет электрическую основу. Особенно широкое применение электрическая энергия получила для привода в действие электрических моторов. Мощность электрических машин различна: от долей ватта (микродвигатели, применяемые во многих отраслях техники и в бытовых изделиях) до огромных величин, превышающих миллион киловатт (генераторы электростанций).

Человечеству электроэнергия нужна, причем потребности в ней увеличиваются с каждым годом. Поэтому важно на сегодняшний день найти выгодные источники электроэнергии, причем выгодные не только с точки зрения дешевизны топлива, но и с точки зрения простоты конструкций, эксплуатации, дешевизны материалов, необходимых для постройки станции, долговечности станций.

Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

1. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

Атомная электростанция (АЭС) - установка <#"justify">2. ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА ПОЛУЧЕНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ

На энергоблоках Ровненской АЭС установлены водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Энергоблоки с реактором типа ВВЭР имеют два контура, не сообщающихся между собой.

На рисунке (рисунок 1) показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором <#"249" src="doc_zip1.jpg" />

Рисунок 1 - Схема работы атомной электростанции на двухконтурном

водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР <#"justify">Первый контур включает:

реактор;

парогенератор;

главные циркуляционные насосы;

компенсатор объёма;

главные запорные задвижки.

Всё оборудование первого контура установлено в герметических боксах. Теплоносителем и замедлителем нейтронов служит химически обессоленная вода.

Теплоноситель отводит тепло, выделяющееся при делении ядер урана в работающем реакторе, затем прокачивается через активную зону главными циркуляционными насосами и отдает тепло в парогенераторах воде второго контура.

Второй контур - нерадиоактивен, он включает:

парогенераторы;

паропроводы;

паровые турбины;

сепараторы-пароперегреватели;

питательные трубопроводы с питательными насосами, деаэраторами и регенеративными подогревателями.

Активная зона реактора состоит из шестигранных тепловыделяющих сборок (кассет), которые собраны из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов).

ТВЭЛ представляет собой стержень из циркониевого сплава, заполненный топливными таблетками двуокиси урана.

Вода первого контура нагревается в реакторе до 3000 oС, но не кипит, так как давление, которое поддерживается компенсаторами давления, составляет 12 МПа для ВВЭР-440 и 16 МПа для ВВЭР-1000.

Насыщенный пар, производимый в парогенераторах, подается на турбоустановку, приводящую в действие электрогенератор.

Компенсатор давления - технический сосуд под давлением <#"25" src="doc_zip2.jpg" />. Теплоноситель - кипящая вода.

Рисунок 2 - Технологическая схема энергоблока с реактором ВВЭР-440

Реакторы на быстрых нейтронах <#"justify">4. ПРОЕКТ АТОМНОЙ СТАНЦИИ ПОВЫШЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС-92

Проект создавался в рамках государственной программы «Экологически чистая энергетика». В нем были учтены отечественный опыт создания и эксплуатации предыдущего образца реакторной установки на Запорожской, Балаковской, Южно-Украинской и Калининской АЭС и последние мировые достижения в области проектирования и эксплуатации АЭС. Принятые технические решения позволяют по международной классификации отнести АЭС-92 к атомным станциям III-го поколения. Это означает, что такая АЭС обладает наиболее совершенной технологией по обеспечению безопасности применительно к современным эволюционным реакторам легководного типа. При разработке проекта атомной электростанции проектировщики ориентировались на максимальное снижение роли человеческого фактора.

Реализация такой концепции осуществлялась по двум направлениям. Во-первых, в проект включены пассивные системы безопасности. Под этим термином понимаются системы, работающие практически без подвода энергии извне и не требующие вмешательства оператора. Во-вторых, была принята концепция двойного назначения активных систем безопасности, что значительно уменьшает вероятность необнаруженных отказов.

Главное достоинство проекта АЭС-92 состоит в том, что основные функции безопасности выполняются независимо друг от друга двумя различными по принципу работы системами. Наличие двойной защитной оболочки в случае необходимости предотвращает выход наружу радиоактивных продуктов и обеспечивает защиту реактора от таких внешний воздействий, как взрывная волна или падение самолета. Все это повышает уровень безопасности АЭС.

5. ПРОЕКТ ПЛАВУЧЕЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В СЕВЕРОДВИНСКЕ

Проект первой в мире плавучей атомной электростанции (ПАЭС) стартовал. Россия начала строительство ПАЭС в Северодвинске на судостроительном заводе компании «Севмаша» - единственной в стране, способной выполнить такую задачу. ПАЭС будет носить имя Михаила Ломоносова. Планируется создать флотилию из семи плавучих атомных станций для обеспечения электроэнергией и пресной водой северных районов России и островных государств Тихоокеанского региона, а также еще дюжины стран, ранее проявивших интерес к идее российских атомщиков.

Первый блок будет своего рода пилотным проектом. Он заложен на основе реактора малой мощности, что, впрочем, не помешает ему обеспечить энергией весь «Севмаш» и, сверх того, удовлетворить спрос ряда зарубежных компаний. Реакторные установки поручено изготовить опытному конструкторскому бюро машиностроения имени Африкантова, финансирование проекта на 80 % осуществит Росатом, остальное берет на себя «Севмаш».

Стоимость всего проекта условно обозначается на уровне 200 миллионов $, притом, что срок окупаемости АЭС, по прогнозам экспертов, составит не более семи лет. Для того чтобы представить себе масштабы затрат, достаточно привести несколько цифр, характеризующих разные измерения финансового пространства, в котором реализуется проект. В 2007 году на строительство ПАЭС было выделено 2 миллиарда 609 миллионов рублей. Первый блок планируется запустить не позже чем через 3-8 года. Каждая станция сможет работать 12-15 лет без перезагрузки топлива. Услугами мобильной «подзарядки» будут не прочь попользоваться как минимум 12 стран, в той или иной степени испытывающих дефицит электроэнергии.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Анализ тенденций мирового энергопроизводства показывает, что ядерная энергетика призвана занять место одного из главных источников энергии в этом столетии.

Ядерная энергетика не влияет на изменение климата Земли, так как реакторы не вырабатывают углекислый газ. Однако, если атомных электростанций станет слишком много, то всемирные запасы дешевой руды урана будут исчерпаны в течение нескольких десятилетий.

Сложность и потенциальная опасность ядерных технологий требуют значительных усилий для их разработки и внедрения, а также высокой готовности потребителей к их использованию. Все это делает инерционным процесс развития ядерной технологии, возникает необходимость повышенного, в сравнении с обычной техникой, внимания государственных структур. Государственные структуры должны взять на себя ответственность за своевременную разработку и внедрение инноваций в эту сферу энергетического производства. В сферу международной ответственности входит непосредственный анализ и отбор того, что необходимо делать, обеспечение соответствующих научных и технических разработок, стимулирование коммерческих промышленных структур к реализации инновационных технологий, а также подготовка конкретных пользователей (стран и структур) к работе с ядерными технологиями. В связи с этим, оценивая предстоящие этапы развития ядерной энергетики, можно уверенно прогнозировать сочетание эволюционного улучшения отработанных и успешно реализуемых технических подходов с постепенной разработкой и освоением новых технологических решений, соответствующих требованиям ядерной энергетики будущего этапа.

Больше работ по теме: