Зачёт. Зачет основы ЯЭ. Httpru wikipedia orgwiki%D0%90%D1%82%D0%BE%D0%BC%D0%BD%D0%BE%D0%B5 %D1%8F%D0%B4%D1%80%D0%BE
 Скачать 1.73 Mb.
|
|
Конденсатор Замкнутость пароводяного цикла тепловых электростанций предопределяет необходимость конденсации всего расхода пара, проработавшего в турбине. Этот процесс осуществляется в конденсационной установке при постоянном давлении за счет подогрева охлаждающей воды, температура которой ниже температуры насыщения пара. Процесс конденсации может идти при любом давлении. Однако чем меньше температура отвода теплоты цикла (что соответствует более низкому давлению конденсации), тем выше тепловая экономичность паротурбинной установки при неизменных начальных параметрах, если при этом не возникают потери из-за необратимости протекающих процессов. Характеристики водяного пара таковы, что, добиваясь расширения пара в турбине до давлений, меньших атмосферного, можно увеличить теплоперепад в ней на 25—30 и даже 40 % в зависимости от начальных параметров пара. Поэтому основная задача конденсационной установки — установление и поддержание разрежения в выхлопном патрубке турбины, а тем самым и внутри конденсатора. Схема конденсационной установки  На рисунке представлена схема конденсационной установки: 1 - пар из выходного патрубка турбины; 2 - поверхностный конденсатор; 3 - циркуляционный насос; 4 - конденсатный насос; 5 - пароструйный эжектор; 6 - подвод пара к эжектору; 7 - отсос паровоздушной смеси. Из выходного патрубка турбины в паровой объем поверхностного конденсатора поступает пар, отработавший в турбине. Через трубки конденсатора циркуляционным насосом прокачивается охлаждающаяся вода. Образовавшийся конденсат стекает в нижнюю часть конденсатора и конденсатным насосом возвращается в цикл. Для создания разрежения в выхлопном патрубке турбины и конденсаторе в состав конденсационной установки входит пароструйный эжектор, к которому подводят пар одного из отборов турбины (а иногда и острый пар). В связи с разрежением в конденсаторе в его паровой объем постоянно поступает воздух из окружающей среды, поэтому паровой эжектор работает непрерывно, отсасывая этот воздух из конденсатора вместе с некоторым количеством пара. Деаэрация в конденсаторе. Непрерывный отсос газов из конденсаторов решает попутно и задачу дегазации образующегося конденсата. В конденсаторе имеется полная возможность организовать этот процесс с неменьшим успехом, чем в собственно деаэраторе, если исключить переохлаждение конденсата. Основное назначение деаэрации в конденсаторе — удаление кислорода. Деаэрация в конденсаторе приобретает особое значение для одноконтурных АЭС, так как при этом не только наиболее полно удаляется кислород, в том числе и радиолитический, но происходит также освобождение конденсата и от радиоактивных благородных газов, если они проникли в пар. Кроме того, деаэрация снижает коррозию конденсатного тракта, а следовательно, и уменьшает поступление в реактор окислов конструкционных материалов. Это обстоятельство важно и при наличии в схеме самостоятельного деаэратора. Назначение деаэрационной установки. Деаэратор по своему назначению несколько отличается от остальных элементов схемы. С одной стороны его можно рассматривать, как промежуточный подогреватель смешивающегося типа, поскольку в него поступает горячий пар из второго отбора турбины и дренаж промежуточного пароперегревателя, а температура основного конденсата после прохождения через деаэратор увеличивается. Однако основное назначение деаэратора – удаление газообразных примесей из теплоносителя. В воде конденсатно-питательного тракта могут присутствовать различные примеси: газообразные (кислород, углекислота, азот, аммиак, после прохождения через активную зону реактор к ним добавляются радиолитические и благородные газы), твердые (продукты коррозии конструкционных материалов), естественные (хлориды, кремнекислоты и другие). Из газовых примесей наибольшую опасность представляют кислород и углекислота. Способы деаэрации воды и конструктивное выполнение деаэраторов. Для удаления газов из воды могут быть использованы химические и термические методы. Химические методы основаны на избирательном взаимодействии удаляемых газов с дозируемыми реагентами. Практически химический метод применим только для удаления кислорода. Для этого используют гидразин, и то не как самостоятельный метод, а для удаления микро количеств кислорода. Вместе с гидразином в воду могут поступать другие примеси. Кроме того, гидразин является токсичным веществом. На АЭС применяют в основном термическую деаэрацию. Термические деаэраторы позволяют удалять из воды любые растворенные в воде газы и не вносят никаких дополнительных примесей в воду. Конструкция деаэрационой колонки Деаэрационная колонна (смотри схему) состоит из корпуса, кольцевого приемного короба, смесительного устройства, верхнего и нижнего блоков, колекторов подвода греющего пара и горячих потоков дренажей. Схема деаэрационой колонки  Сепаратор-пароперегреватель Назначение и устройство СПП Промежуточный пароперегреватель предназначен для осушки (сепарации) и перегрева пара после ЦВД турбины. СПП-500-2 выполнен в виде однокорпусного вертикального аппарата и состоит из сепаратора, расположенного в верхней части, и пароперегревателя, расположенного в нижней части аппарата.   17: Критический размер реактора и критическая масса топлива. КРИТИЧЕСКАЯ масса - минимальная масса делящегося вещества (ядерного горючего), обеспечивающая протекание самоподдерживающейся ядерной цепной реакции деления. Величина критической массы (Mкр) зависит от вида ядерного горючего и его геометрической конфигурации. Для 235U при сферической форме Mкр=50 кг, для 239Pu - 11 кг, для 239U - 16 кг, для Cf - несколько десятков г. При M>Mкр состояние системы надкритично и развитие цепной реакции может привести к ядерному взрыву. При M=Mкр состояние системы критично, это режим работы ядерного реактора. В случае проектирования и строительства атомного реактора, параметры критической массы также ограничивают как минимальные, так и максимальные размеры будущего реактора. Для конкретных условий возникновения саморазвивающейся цепной реакции деления критическая масса может иметь разные значения. Или иначе: критическая масса, при которой начинается цепная реакция деления, — это то минимальное количество ядерного горючего, при котором каждое данное поколение нейтронов, осуществив деление определенного количества ядер атомов урана или плутония, вызывает в свою очередь появление следующего поколения, насчитывающего такое же или несколько большее количество нейтронов, т. е. когда потери нейтронов в нем вследствие утечки или поглощения примесями оказываются полностью восполненными. Критические размеры ядерного реактора - наименьшие размеры активной зоны реактора, при к-рых ещё может осуществляться самоподдерживающаяся реакция деления ядерного горючего. Обычно под К. р. принимают т. н. критический объём активной зоны. К. р. зависят от конструкции реактора, вида ядерного горючего и типа замедлителя. Использование отражателей нейтронов приводит к уменьшению К. р. С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму. 18: Основные изотопы урана и плутония. Их роль в работе ректора. Изото́пы ура́на — разновидности атомов (и ядер) химического элемента урана, имеющие разное содержание нейтронов в ядре. На данный момент известны 26 изотопов урана и еще 6 возбуждённых изомерных состояний некоторых его нуклидов. В природе встречаются три изотопа урана: 234U (изотопная распространенность 0,0055 %), 235U (0,7200 %), 238U (99,2745 %)[1]. Нуклиды 235U и 238U являются родоначальниками радиоактивных рядов — ряда актиния и ряда радия соответственно. Нуклид 235U используется как топливо в ядерных реакторах, а также в ядерном оружии (благодаря тому, что в нём возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция). Нуклид 238U используется для производства плутония-239, который также имеет чрезвычайно большое значение как в качестве топлива для ядерных реакторов, так и в производстве ядерного оружия. Плутоний-239 используют[5]: 1) в качестве ядерного топлива в ядерных реакторах на тепловых и особенно на быстрых нейтронах; 2) при изготовлении ядерного оружия (критическая масса для голого шара из металлического 239Pu составляет примерно 10 кг, для шара в водяном отражателе примерно 5,2 кг[7]); 3) используется в качестве исходного вещества для получения трансплутониевых элементов. Изото́пы плутония — разновидности атомов (и ядер) химического элемента плутония, имеющие разное содержание нейтронов в ядре. На данный момент известны 20 изотопов плутония и ещё 8 возбуждённых изомерных состояний некоторых его нуклидов. Следы плутония-244 были обнаружены в природе. 19: Альфа, бета и гамма-распад ядер Явление радиоактивности сопровождается превращением ядра одного химического элемента в ядро другого химического элемента, а также выделением энергии, которая "уносится" с альфа- бета- и гамма-излучениями. Испускание радиоактивных частиц называется радиоактивным распадом. Различают альфа-распад ( с испусканием альфа-частиц), бета-распад (с испусканием бета-частиц), термина "гамма-распад" не существует. Альфа- и бета-распады – это естественные радиоактивные превращения. Альфа - распад Альфа-частицы испускаются только тяжелыми ядрами, т.е. содержащими большое число протонов и нейтронов. Прочность тяжелых ядер мала. Для того, чтобы покинуть ядро, нуклон должен преодолеть ядерные силы, а для этого он должен обладать достаточной энергией. При объединении двух протонов и двух нейтронов в альфа-частицу ядерные силы в подобном сочетании (между нуклонами частицы) являются наиболее крепкими, а связи с другими нуклонами слабее, поэтому альфа-частица способна "выйти" из ядра. Вылетевшая альфа-частица уносит положительный заряд в 2 единицы и массу в 4 единицы. В результате альфа-распада радиоактивный элемент превращается в другой элемент, порядковый номер которого на 2 единицы, а массовое число на 4 единицы, меньше.  То ядро, которое распадается, называют материнским, а образовавшееся дочерним. Дочернее ядро оказывается обычно тоже радиоактивным и через некоторое время распадается. Процесс радиоактивного распада происходит до тех пор, пока не появится стабильное ядро, чаще всего ядро свинца или висмута. Бета-распад Явление бета-распада состоит в том, что ядра некоторых элементов самопроизвольно испускают электроны и элементарную частицу очень малой массы - антинейтрино. Так как электронов в ядрах нет, то появление бета-лучей из ядра атома можно объяснить способностью нейтронов ядра распадаться на протон, электрон и антинейтрино. Появившийся протон переходит во вновь образующееся ядро. Электрон, вылетающий из ядра, и является частицей бета-излучения. Такой процесс распада нейтронов характерен для ядер с большим количеством нейтронов.  В результате бета-распада образуется новое ядро с таким же массовым числом, но с большим на единицу зарядом. Гамма - распад - не существует. В процессе радиоактивного излучения ядра атомов могут испускать гамма-кванты. Испускание гамма-квантов не сопровождается распадом ядра атома. Гамма излучение зачастую сопровождает явления альфа- или бета-распада. При альфа- и бета-распаде новое возникшее ядро первоначально находится в возбужденном состоянии и , когда оно переходит в нормальное состояние, то испускает гамма-кванты (в оптическом или рентгеновском диапазоне волн).  Так как радиоактивное излучение состоит из альфа-частиц, бета-частиц и гамма-квантов (т.е. ядер атома гелия, электронов и гамма-квантов), то явление радиоактивности сопровождается потерей массы и энергии ядра, атома и вещества в целом. Доказательством того, что радиоактивное излучение несет энергию, является опыт, показывающий, что при поглощении радиоактивного излучения вещество нагревается. 20: Парогенераторы АЭС Парогенератор АЭС - это рекуперативный теплообменный аппарат, предназначенный для производства рабочего пара за счет теплоты, вносимой в него теплоносителем, в заданных начальных параметрах и в заданном количестве. Парогенераторы для блоков АЭС с ВВЭР технологичны в изготовлении и позволяют производить осушку пара простейшими сепарационными устройствами.  Парогенераторы применяются на двух- и трёхконтурных АЭС. На одноконтурных их роль играет сам ядерный реактор. Парогенераторы классифицируются: по виду первичного теплоносителя — с водным, жидкометаллическим, газовым и др.; по организации движения рабочего тела в испарителе — с многократной естественной циркуляцией, с многократной принудительной циркуляцией, прямоточные; по наличию корпуса (кожуха), в котором располагается теплообменная поверхность — корпусные (кожухо-трубные) и типа «труба в трубе»; по количеству корпусов (корпусные) — однокорпусные, многокорпусные (отдельные элементы имеют собственные корпуса), секционные (разделены на несколько секций, имеющих общие системы регулирования расхода теплоносителя и рабочего тела), секционно-модульные (секции состоят из отдельных модулей, в которых располагаются различные элементы); по особенностям компоновки — горизонтальные (советское и российское направление развития) и вертикальные (западное). 21: . Принципиальная схема АЭС с ВВЭР 2  1. ПРИНЦИПИАЛЬНАЯ СХЕМА АЭС С ВВЭРУсловная схема энергоблока с водо-водяным реактором. 1 — реактор, 2 — топливо, 3 — регулирующие стержни, 4 — приводы СУЗ, 5 — компенсатор давления, 6 — теплообменные трубки парогенератора, 7 — подача питательной воды в парогенератор, 8 — цилиндр высокого давления турбины, 9 — цилиндр низкого давления турбины, 10 — генератор, 11 — возбудитель, 12 — конденсатор, 13 — система охлаждения конденсаторов турбины, 14 — подогреватели, 15 — турбопитательный насос, 16 — конденсатный насос, 17 — главный циркуляционный насос, 18 — подключение генератора к сети, 19 — подача пара на турбину, 20 — гермооболочка Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входитводо-водяной энергетический реактор ВВЭР и четыре циркуляционных петли, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель — вода под давлением . Температура воды на входе в реактор примерно равна 289 °C, на выходе — 322 °C. Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления. Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки (БОУ) и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура. Насыщенный пар, производимый в парогенераторах, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращениеэлектрогенератор. Расход пара от 4 парогенераторов на турбину — примерно 6000 т/ч. Во второй контур также входят конденсатные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления, деаэратор, турбопитательные насосы. 22: . Принципиальная схема АЭС с РБМК РБМК РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рисунке.  Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.ниже). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации. Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС. Активная зона реактора РБМК |