Содержание
Нововоронежская АЭС успешно осваивает новые типы реакторов
Нововоронежская АЭС
Нововоронежская станция — ныне филиал АО «Концерн Росэнергоатом» -начала работать в 1964 году. В трех километрах от нее возвели жилье для сотрудников, заложив основу теперешнего «города атомщиков». С пуском энергоблока № 1 началось становление промышленной атомной энергетики не только СССР, но и ряда стран Восточной и Центральной Европы.
Всего на территории АЭС было введено в строй шесть блоков с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Седьмой сейчас готовят к энергопуску. Блоки №№ 3, 4, 5 и 6 стали головными — то есть прототипами серийных. Только на Нововоронежской атомной станции представлены все модификации реакторов ВВЭР. На сегодняшний день в работе находятся ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Их успешная эксплуатация на пилотной площадке позволила использовать аналогичные проекты не только в России, но и за рубежом.
Нововоронежская станция примечательна тем, что на ней можно увидеть весь жизненный цикл энергоблоков с ВВЭР, от строительства до вывода из эксплуатации. Самые старые реакторы уже переведены в ядерно-безопасное состояние: отработавшее топливо с них вывезли еще в 2003-м. Третий и четвертый блоки с 1995 года проходили поэтапную модернизацию. Их приводили в соответствие с международными стандартами безопасности, после чего срок службы энергоблоков продлевался на 15 лет. Подобный комплекс мероприятий был выполнен впервые в Европе. Реактор энергоблока № 3 в конце 2016 года остановили. Но работа всего энергоблока продолжена в режиме эксплуатации без генерации: системы и герметичное ограждение используются для энергоблока № 4, срок работы которого повторно продлили еще на 15 лет в начале 2019 года.
Модернизирован и пятый блок — первый в России «миллионник». Изначально он принадлежал ко второму поколению ВВЭР. Но после 30 лет службы различные системы удалось обновить настолько, что его теперь относят к третьему поколению. Да еще и повысить мощность на 15 МВт. Блок полностью соответствует российским стандартам и современным рекомендациям МАГАТЭ, учитывающим опыт аварии на японской АЭС «Фукусима».
Атомщики Нововоронежа, например, рассчитали сейсмостойкость строительных конструкций и оборудования энергоблока № 5. Несмотря на, мягко говоря, низкую вероятность сильных землетрясений в Черноземье на этом реакторе установлена система антисейсмической защиты. Обоснован остаточный ресурс важных для безопасности элементов на срок до 26 лет.
Важнейшие события новейшей истории станции связаны с сооружением энергоблоков поколения «3+» с реакторными установками ВВЭР-1200 — самыми мощными в отечественной энергетике. Один из них уже работает с 2017 года, другой — на стадии энергетического пуска.
Энергоблоки поколения «3+» в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах. Однако блок № 6 Нововоронежской АЭС стал первым в мире атомным блоком последнего поколения, который сдан в промышленную эксплуатацию. Кроме того, это первый российский проект атомного энергоблока XXI века.
Ключевые преимущества реакторов ВВЭР-1200 — высокая производительность, долговечность и безопасность.
Срок службы оборудования — 60 лет. По новому проекту возводится одна башенная испарительная градирня на энергоблок вместо двух, как это было на российских атомных станциях ранее. Такое решение позволяет существенно снизить капитальные затраты, расход электроэнергии, а также уменьшить территорию площадки при сохранении всех требований технологии и безопасности. На энергоблоках поколения «3+» использованы новейшие достижения и разработки, отвечающие всем постфукусимским требованиям.
Нововоронежская АЭС — крупнейший производитель электрической энергии в регионе. Три действующих энергоблока имеют суммарную мощность свыше 2650 МВт. Станция обеспечивает 90 процентов потребности Воронежской области в электроэнергии и 91 процент потребности Нововоронежа в тепле. После ввода в промышленную эксплуатацию энергоблока № 7 суммарная мощность АЭС повысится в полтора раза, а годовое производство электроэнергии может достигнуть 25 миллиардов кВт/час.
Поделиться:
Воронежская областьЦентральная РоссияВ регионахНововоронежская АЭС.
Уникальность и безопасность.
Атом на растопку
АЭС: побочное занятие
Наибольшее распространение получило использование обычных АЭС для отопления близлежащих населенных пунктов, промышленной и социальной инфраструктуры. Оно осуществляется, как правило, посредством так называемого нерегулируемого отбора пара от турбин, конструкция которых специально адаптирована для этой цели. Действующие энергоблоки электрической мощностью около 1 ГВт и более могут без особого ущерба для своего «основного профиля» направить на отопление до нескольких сотен мегаватт тепловой мощности (на некоторых блоках современной конструкции — около 1/10).
В мире порядка полусотни реакторов конденсационных АЭС осуществляют централизованное отопление объектов за пределами площадки — как правило, близлежащих городов или поселков. Опыт подобного использования атомной энергии — порядка 700 реакторо-лет. Наибольшего размаха эта практика достигла в России (свыше 500 реакторо-лет), а также в некоторых других странах, использовавших для этих целей реакторы ВВЭР (Украина, Венгрия, Словакия, Германия, Болгария), РБМК (Литва, Украина) или иные (Швейцария, Румыния).
Планы существенного нерегулируемого отбора пара от конденсационных блоков АЭС с поставкой тепла на значительные (до 80 км) расстояния в нынешнем веке рассматриваются, в частности, в Финляндии, Чехии, Польше, Франции, Болгарии, России.
Пионером нерегулируемого отбора пара конденсационных атомных энергоблоков был Советский Союз. Впервые такая схема была внедрена в конце 1960-х годов на ныне снятых с эксплуатации канальных реакторах АМБ Белоярской АЭС, которая поставляла около 90 гигаджоулей (ГДж) тепла в час не только для собственной площадки, но и для отопления близлежащего поселка Заречный. (В отличие от большинства предшествующих и последующих ядерных энергоблоков в мире, это были реакторные установки с ядерным перегревом пара, что в некоторой степени приближало техническую эффективность их тепловой схемы к блокам на органическом топливе.)
С внедрением в Советском Союзе (с начала 1970-х годов) канальных реакторов другой конструкции и значительно большей мощности — РБМК — подобная практика распространилась в увеличенном масштабе и на них: нерегулируемый отбор (в данном случае насыщенного пара) стал использоваться на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской, Игналинской станциях.
Та же практика была распространена на энергоблоки с ВВЭР‑440 и ВВЭР‑1000, которые, в отличие от АМБ и РБМК, строились и за пределами СССР. Блоки ВВЭР‑440 со стандартными турбинами К‑220−44/3000 могли обеспечить за счет нерегулируемых отборов ~210 ГДж/ч (210×109 Дж/ч) тепла для отопления; блоки ВВЭР‑1000 с приспособленными для этого тихоходными турбинами К‑1000−60/1500 — ~840 ГДж/ч. К концу существования Советского Союза суммарная мощность, направляемая на отопление по всему парку реакторов российской конструкции в стране и за рубежом, превышала 3 ГВт. Нигде прежде в мире атомное отопление не достигало таких масштабов. К нынешнему десятилетию такая практика стала обычной для реакторов советской конструкции, в частности, в России практически все мощности ВВЭР и РБМК были задействованы в централизованном отоплении.
Современные проекты энергоблоков с реакторами ВВЭР‑1000 и ВВЭР‑1200 и модернизированными турбинами, которые строятся в текущем столетии в России и за ее пределами, предусматривают возможность еще большего отбора энергии на теплофикацию.
Так, блоки АЭС‑2006 могут направлять на эти цели свыше 9% тепловой мощности реактора, поставляя более 1 ТДж/ч (1012 Дж/ч) тепла на отопление (достаточно для города с населением несколько сотен тысяч человек).
С вводом в строй блоков новых проектов с легководными реакторами масштаб атомной теплофикации в России может кратно возрасти и составить несколько десятков ПДж (1015 Дж) в год. Однако при этом вклад АЭС все еще останется незначительным (в пределах ~0,5%) по сравнению с общим потреблением тепла централизованного отопления в Российской Федерации (свыше 5 ЭДж в год — [>5×1018 Дж]). Иными словами, без реализации принципиально новых проектов в сфере атомной теплофикации в обозримой перспективе свыше 99% центрального отопления в нашей стране будет по-прежнему обеспечиваться сжиганием органического топлива.
Помимо России, атомное теплоснабжение с помощью конденсационных энергоблоков ВВЭР осуществлялось еще в нескольких странах. На Украине, в Болгарии и Венгрии в него были вовлечены все действующие АЭС; в других государствах дело обстояло несколько иначе.
Так, в бывшей Чехословакии в начале 1980-х годов предполагалось, что после ввода в строй всех запланированных ядерных энергоблоков к началу XXI века масштаб атомного центрального отопления превысит 40 ПДж/г. (приблизительно втрое больше, чем в современной России). Это требовало практически полного использования технически возможного нерегулируемого отбора пара на теплофикацию от всех блоков четырех АЭС в Чехии и Словакии и сверх того предполагало строительство специализированных атомных ТЭЦ и котельных.
Для перевода АЭС в конденсационно-теплофикационный режим предусматривалось адаптировать проекты всех 12 энергоблоков ВВЭР‑440, которые строились с начала 1970-х годов на трех площадках (турбины первых проектов производства «Шкоды» изначально не были на это рассчитаны). В итоге АЭС «Богунице» в Словакии должна была обеспечивать теплом город Тырнаву, АЭС «Моховце» — город Левице, а станция «Дукованы» в Чехии — один из крупнейших городов и промышленных центров страны Брно. Также предполагалось, что заложенная в середине 1980-х годов в Чехии АЭС «Темелин» с реакторами ВВЭР‑1000 будет снабжать теплом город Ческе-Будеёвице.
Некоторые из этих проектов предусматривали передачу отопительной воды на редкие в мировой практике расстояния. Например, транзитный трубопровод для теплоснабжения Брно имел протяженность более 40 км, и по нему (по трубам метрового диаметра) должно было поступать порядка 0,5 ГВт тепловой мощности в виде воды с температурой до 170 °C. В ряде случаев намечалась поставка пара для отопления.
На деле, однако, эти планы были воплощены лишь отчасти на станциях «Богунице» и «Темелин». Тем не менее спустя три десятилетия уже в современной правительственной энергостратегии до 2030 года, принятой в 2015 году, Чехия вернулась к планам развития атомного центрального отопления. В частности, вновь рассматривается проект дальней передачи тепла в Брно.
В Восточной Германии (бывшей Германской Демократической Республике) рассматривались планы широкомасштабного использования атомной теплофикации для экономии органического топлива, ведь незадолго до воссоединения двух немецких государств ГДР расходовала на отопление порядка 80 млн тонн угля.
Из этих планов был реализован лишь нерегулируемый отбор пара от АЭС им. Бруно Лойшнера. После адаптации проекта от нее, начиная с середины 1980-х годов, поставлялась на расстояние около 22 км отопительная вода для города Грейфсвальд, под названием которого сегодня известна эта станция.
На эти цели направлялось около 0,25 ГВт мощности от четырех действовавших энергоблоков ВВЭР‑440 (краткосрочное функционирование 5-го блока этой АЭС не в счет). Аналогичный проект планировался на строившейся в 1980-х годах АЭС «Штендаль» с четырьмя энергоблоками ВВЭР‑1000, однако с поглощением страны Федеративной Республикой Германия сооружение станции прекратилось. Теперь, учитывая планы отказа ФРГ от ядерной генерации к 2023 году, на развитии атомного центрального отопления поставлен крест.
Иная ситуация сложилась в Венгрии. В стране резко выделяется лишь одна крупная городская агломерация — Будапештская; остальные города относительно невелики, и в них существенную роль играет индивидуальное отопление.
В этих условиях развитие специализированных источников атомной теплофикации было признано нецелесообразным. В то же время практикуется отбор пара от блоков действующей АЭС «Пакш»: ныне в среднем около 20 МВт тепловой мощности станции направляется на отопление городка Пакш с населением менее 20 тыс. человек, расположенного на расстоянии около 5 км от станции. Благодаря этому стоимость центрального отопления в этом городе в ~2−4 раза ниже, чем в других населенных пунктах данного региона.
В то же время рассматриваются проекты строительства трубопровода протяженностью около 30 км от «Пакша» к областному центру Сексард, что позволит в разы нарастить тепловую нагрузку. Впрочем, при нынешних экономических условиях, в частности низкой стоимости парниковых выбросов, технический потенциал выдачи тепла от АЭС «Пакш» в любом случае будет превосходить возможности его рыночной реализации, тем более с учетом планируемого строительства второй очереди станции с более мощными и потенциально лучше приспособленными для теплофикации блоками.
В Болгарии действующие блоки ВВЭР‑1000 АЭС «Козлодуй» также давно осуществляют централизованное отопление не только объектов площадки, но и города Козлодуй с населением около 15 тыс. человек, расположенного примерно в 5 км от станции. При планировании в 1980-х годах второй в стране АЭС — станции «Белене» с блоками ВВЭР‑1000 — изначально предполагалось превратить ее в крупный узел централизованного отопления для близлежащего города Белене, а также более отдаленных населенных пунктов Свиштова и Плевны.
К последнему планировалось подвести от АЭС трубопровод протяженностью около 60 км. На отопление этого района намечалось направить порядка 700 МВт тепловой мощности. Однако после смены политической системы в стране строительство второй АЭС прекратилось. В конце 2000-х годов проект был возобновлен, но в 2012 году снова закрыт. Сегодня правительство намерено его реанимировать, но не факт, что в него будет включена отопительная составляющая в ранее запланированном масштабе.
Из других стран нерегулируемый отбор пара конденсационных ядерных энергоблоков для центрального отопления осуществлялся прежде всего в Румынии (от тяжеловодных блоков CANDU‑6 на АЭС «Чернавода») и Швейцарии (от трех энергоблоков PWR атомных станций «Бецнау» и «Гёсген»).
Подобные проекты в последние годы рассматриваются и в некоторых других государствах, например в Польше и Франции.
Так, во Франции имеется ряд крупных городов, находящихся на относительно небольшом удалении от АЭС. Среди них, например, Лион, расположенный в ~35 км от станции «Сен-Альбан» и в ~25 км от АЭС «Буже». Учитывая необходимость работы ряда французских АЭС в необычном для других стран маневренном режиме, дополнительное использование тепловой энергии реакторов могло бы благоприятно отразиться на их экономике. Однако осуществлению таких проектов препятствуют значительные инвестиции в передачу тепла на большие расстояния и относительно мягкий климат, из-за которого потребности в отоплении сравнительно невелики.
Что нужно знать о различных типах ядерных реакторов | Duke Energy
Примечание редактора. Эта статья была впервые опубликована 27 марта 2012 года. Она была исправлена, обновлена и переиздана.
На долю ядерной энергии приходится почти 50% электроэнергии Каролины с нулевым выбросом углерода.
Благодаря процессу деления наши высококвалифицированные работники производят чистую энергию, необходимую для обеспечения вашей повседневной жизни.
Давайте рассмотрим основы реакторов с водой под давлением и кипящей водой:
Реакторы электростанций
За исключением солнечных, ветряных и гидроэлектростанций, большинство электростанций представляют собой парогенераторы, использующие различные системы для производства пара. Атомная электростанция использует урановое топливо для производства ядерного деления, которое нагревает воду до состояния пара, приводящего в действие турбины, которые в конечном итоге производят электричество.
Существует множество различных типов реакторов, используемых на атомных электростанциях по всему миру для выработки ядерной энергии. Двумя наиболее распространенными реакторами являются реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR), оба из которых являются легководными реакторами (LWR). В легководных реакторах для охлаждения и нагрева ядерного топлива используется обычная вода.
LWR исторически были наиболее экономичным и распространенным типом реакторов.
Водо-водяные реакторы (PRW)
Видео с любезного разрешения Nuclear Matters.
Ядерное деление производит тепло внутри реактора. Это тепло передается воде, циркулирующей вокруг уранового топлива в первой из трех отдельных водяных систем, где вода нагревается до чрезвычайно высоких температур, но не кипит, потому что вода находится под давлением. Вода в системе первого контура проходит через активную зону реактора, действуя как замедлитель и теплоноситель, но не поступает в турбину. Он находится в контуре трубопровода под давлением. Горячая вода под давлением проходит через ряд труб внутри парогенератора.
Эти трубы окружены другой водяной системой, называемой вторичной или парогенерирующей системой. Тепло, а не вода, от первого теплоносителя передается вторичной системе, которая затем превращается в пар.
Первичная и вторичная системы являются закрытыми системами. Это означает, что вода, протекающая через реактор, остается отдельной и не смешивается с водой из других систем.
Пар перекачивается из защитной оболочки в машинное отделение, толкая гигантские лопасти турбины. Турбина соединена с электрическим генератором.
После вращения турбин пар охлаждается, проходя по трубам, по которым проходит третья водяная система, называемая охлаждающей жидкостью конденсатора. Когда пар охлаждается, он снова конденсируется в воду и возвращается в парогенератор для повторного использования.
Реакторы с кипящей водой (BWR)
Видео с любезного разрешения Nuclear Matters.
В отличие от PWR, внутри кипящего реактора система первичной воды поглощает достаточно тепла от процесса деления, чтобы вскипятить воду. В отличие от PWR, BWR использует только две отдельные водяные системы, поскольку не имеет отдельной системы парогенератора.
Эта пароводяная смесь поднимается наверх реактора и проходит две стадии влагоотделения. Затем капли воды удаляются, и пар поступает в паропровод. Пар направляется на турбину. Турбина начинает вращаться внутри генератора, и вырабатывается электричество.
После включения турбин оставшийся пар охлаждается в системе охлаждения конденсатора. Это замкнутая система водоснабжения. Тепло от пара поглощается холодной водой посредством теплопередачи. Вода в двух системах не смешивается. Пройдя через систему конденсатора, вода возвращается обратно в реактор, чтобы снова начать процесс.
Дополнительные ресурсы:
Принцип работы реактора, Институт ядерной энергии
Ядерные реакторы/производство энергии, Комиссия по ядерному регулированию
Атомная энергетика | TEPCO
Производство ядерной энергии использует тепловую энергию, образующуюся при расщеплении ядра урана. Эта энергия используется для производства высокотемпературного пара высокого давления из воды, кипящей внутри ядерного реактора.
Затем пар приводит в действие турбину для выработки электроэнергии. Это похоже на то, как работает обычная тепловая электростанция, за исключением того, что котел заменен ядерным реактором, и требуется дополнительное оборудование для управления излучением и радиоактивными материалами.
Японские ядерные реакторы представляют собой реакторы с кипящей водой (BWR) или реакторы с водой под давлением (PWR), оба типа реакторов на легкой воде. Все атомные электростанции TEPCO используют реакторы BWR.
1. Урановое топливо
Уран служит топливом для атомных электростанций с ураном-235, используемым для деления ядер. Поскольку природный уран содержит только около 0,7% урана-235, его концентрируют до тех пор, пока это соотношение не достигнет примерно 2% к 4%. Затем он подвергается различным процессам, пока его не можно будет запечь в твердые гранулы диаметром и высотой примерно 1 см каждая. Затем они загружаются в длинную трубу из сплава, называемую топливным стержнем.
Многочисленные из этих стержней затем связываются вместе, чтобы создать топливную сборку. В кипящем реакторе мощностью 1,1 млн кВт 764 таких тепловыделяющих сборки загружаются в ядерный реактор.
В реакторе уран-235 поглощает нейтроны, вызывая деление ядер, что приводит к выделению большого количества тепловой энергии. В это время из ядра урана-235 испускаются два-три нейтрона. Эти нейтроны поглощаются другими ядрами урана, так что ядерное деление происходит непрерывно по такой цепочке. Таким образом, в результате таких цепных реакций ядерного деления может быть создано огромное количество тепловой энергии.
ТВЭЛы и ТВС
Корпус реактора во время загрузки топлива
2. Ядерный реактор: реактор с кипящей водой (BWR)
Ядерный реактор представляет собой устройство, извлекающее тепловую энергию, образующуюся при делении ядер. Почти все ядерные реакторы, построенные и действующие в Японии, являются легководными реакторами. Легководный реактор — это ядерный реактор, в котором тепло, создаваемое ядерным делением, извлекается в виде высокотемпературного пара высокого давления, а обычная вода (легкая вода) используется в качестве теплоносителя и замедлителя для снижения скорости нейтронов.
По этим причинам это наиболее широко используемый тип реактора в мире. Хотя существует два типа реакторов, кипящая вода и вода под давлением, все объекты атомной энергетики, построенные и эксплуатируемые TEPCO, состоят из легководных реакторов кипящего типа с системой, которая напрямую направляет пар, образующийся внутри ядерного реактора, к турбинам. .
3. Турбины и генераторы
Турбины вращаются за счет энергии высокотемпературного пара высокого давления, поступающего из реактора по трубам, в результате чего генераторы, подключенные к турбинам, также вращаются и вырабатывают электричество. Динамика использования энергии пара для вращения турбин и выработки электроэнергии такая же, как и при выработке тепловой энергии.
Турбины энергоблока № 2 АЭС Кашивазаки-Карива
Конденсатор
4. Конденсаторы
Конденсаторы служат для охлаждения пара после того, как он был использован для вращения турбин, и возврата его в воду.
Конденсаторы содержат от 40 000 до 50 000 охлаждающих трубок толщиной около 3 см, по которым течет морская вода и которые служат для охлаждения пара, поскольку морская вода никогда не смешивается с паром.
Добавить комментарий