Студопедия КАТЕГОРИИ: АвтоАвтоматизацияАрхитектураАстрономияАудитБиологияБухгалтерияВоенное делоГенетикаГеографияГеологияГосударствоДомЖурналистика и СМИИзобретательствоИностранные языкиИнформатикаИскусствоИсторияКомпьютерыКулинарияКультураЛексикологияЛитератураЛогикаМаркетингМатематикаМашиностроениеМедицинаМенеджментМеталлы и СваркаМеханикаМузыкаНаселениеОбразованиеОхрана безопасности жизниОхрана ТрудаПедагогикаПолитикаПравоПриборостроениеПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРадиоРегилияСвязьСоциологияСпортСтандартизацияСтроительствоТехнологииТорговляТуризмФизикаФизиологияФилософияФинансыХимияХозяйствоЦеннообразованиеЧерчениеЭкологияЭконометрикаЭкономикаЭлектроникаЮриспунденкция |
Технология производства электроэнергии на атомных электростанциях с реакторами БН
Реактор БН – ядерный энергетический реактор корпусного типа на быстрых нейтронах. Упрощенная технологическая схема производства электроэнергии с использованием реакторов БН показана на рис. 3.7.
Рис. 3.7. Технологическая схема АЭС с реакторами БН
БН является реактором-размножителем – в отличие от РБМК и ВВЭР, в быстронейтронном реакторе осуществляется не потребление, а расширенное воспроизводство ядерного топлива. Быстрые нейтроны воздействуют на уран U-238 и превращают его в плутоний, который может впоследствии использоваться на АЭС в качестве ядерного горючего. В реакторах БН замедлитель отсутствует. Теплоносителем первого и второго контуров является натрий. Теплоноситель третьего контура – вода и пар. При проектировании реакторов БН предусмотрена потенциальная опасность контакта жидкого радиоактивного натрия с нерадиоактивной питательной водой и паром, когда происходит бурная химическая реакция. Чтобы избежать этого, выполняют второй (промежуточный) контур с жидким нерадиоактивным натрием. В отличие от реакторов ВВЭР и РБМК, где главные циркуляционные насосы прокачивают теплоноситель через один реакторный контур, для эксплуатации быстронейтронных реакторов применяют ГЦН первого и второго контуров (ГЦН-1 и ГЦН-2). Нагретый до 550°С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники, где подогревает натрий второго контура до 520°С, и, охладившись, с помощью ГЦН-1 возвращается в реактор. Натрий второго контура при помощи ГЦН-2 после теплообменника направляется в парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура. Для исключения возможности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под бóльшим давлением, чем натрий первого контура. Ядерный реактор БН выполнен с особой компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (ГЦН и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как: электрообогрев оборудования и трубопроводов; электромагнитные насосы; фильтры-ловушки очистки натрия; диагностика протечек воды в натрий; локализация продуктов взаимодействия натрия с водой при межконтурных неплотностях парогенератора; пожаротушение натрия; отмывка оборудования и ТВС от натрия. Главное преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы урана U238 и тория Th232, которых в природе значительно больше, чем U235 – основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный» уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего U235. Технология выработки электроэнергии на АЭС с реакторами ЭГП Реактор ЭГП – водно-графитовый реактор канального типа малой мощности. По принципу работы этот реактор является аналогом РБМК, но с гораздо меньшей мощностью – 12 МВт. Низкая энергонапряженность твэл в активной зоне реакторов ЭГП обеспечивает их высокую надежность и практически полное отсутствие в составе выбросов продуктов деления ядерного топлива. Реакторы ЭГП проектировались специально для климатических условий Крайнего Севера. При их создании учитывались: наличие вечной мерзлоты; необходимость работы в изолированной энергосистеме; необходимость комбинированного источника электро- и тепловой энергии. По последней причине реакторы ЭГП входят в состав АТЭЦ – атомной теплоэлектроцентрали. По сравнению с остальными ядерными реакторами, технологическая схема АТЭЦ с реакторами ЭГП имеет следующие отличия: вместо ГЦН используются эжекторные насосы; вместо конденсатора, охлаждаемого циркуляционной водой, применяются воздушно-конденсационные установки с вентиляторами. |
||
Последнее изменение этой страницы: 2018-04-12; просмотров: 273. stydopedya.ru не претендует на авторское право материалов, которые вылажены, но предоставляет бесплатный доступ к ним. В случае нарушения авторского права или персональных данных напишите сюда... |