Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Введение

Все большее количество стран - и развитых, и развивающихся, - сегодня приходят к необходимости начала освоения мирного атома. Сегодня в мире обозначилась тенденция, получившая название «ядерный ренессанс». Самые сдержанные прогнозы говорят о том, что в перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (для сравнения, сейчас их насчитывается 435).

Ежегодно атомные станции в Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО₂, а в Японии - 270 миллионов тонн СO₂. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю наша страна находится лишь на четвертом месте в мире.

Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока) эксплуатируется в США. На втором месте идет Франция (58 энергоблоков), на третьем - Япония (50 блоков). Для сравнения: в России эксплуатируется 10 АЭС (33 энергоблока).

Крупнейшая в мире АЭС - это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110-1356 МВт). Cамая крупная в Европе - это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый).

1. Общая характеристика Ленинградской АЭС

Ленинградская АЭС расположена в 80 км западнее Санкт-Петербурга на южном берегу Финского залива Балтийского моря. Станция (генеральный план) включает в себя 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый, 1-й и 2-й энергоблоки (первая очередь) расположены в 5 км к юго-западу от города Сосновый Бор, 3-й и 4-й энергоблоки (вторая очередь) находятся на два километра западнее.

Рисунок 1

Энергоблоки 1 и 2 - в составе первой очереди ЛАЭС, а энергоблоки 3 и 4 - в составе второй очереди представляют собой единые сооружения с выделяющимися реакторными отделениями и общими машинными залами.

2. Генеральный план станции

4. Принципиальная схема АЭС

Днем рождения АЭС принято считать 23 декабря 1973 года, когда члены Государственной приемной комиссии после 72-часового экзамена, который держали все технологические системы первого в нашей стране атомного энергоблока единичной мощностью в 1000000 киловатт, поставили свои подписи в его «зачетке». Но сердце ядерного исполина начало биться на три месяца раньше - 12 сентября, и именно тогда всю мировую печать облетело сенсационное сообщение: «Первый из семьи атомных гигантов России обретает жизнь!» Именно этот день можно смело называть днем рождения большой ядерной энергетики нашей державы.

В качестве базового для Ленинградской АЭС был принят РБМК-1000 - реактор большой мощности, канальный (или кипящий), на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем - вода. Создатели ЛАЭС опирались на опыт реакторных установок такого конструкторского направления на первой в мире Обнинской АЭС, блоков Белоярской, Билибинской и Сибирской атомных станций. Устройство реактора показано на следующем рисунке. Применительно к разработанной концепции канальных реакторов были созданы технологии промышленного изготовления специальных радиационно-стойких конструктивных материалов, в том числе на основе циркония, для тепловыделяющих элементов и технологических каналов активной зоны РБМК.

Рисунок 2: РБМК-1000.

5. Устройство реактора

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве замедлителя используется графит, в качестве теплоносителя - легкая вода, в качестве топлива - двуокись урана. В целом реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, и верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки. Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции. Приводы регулирующих стержней расположены над активной зоной в районе верхней защитной конструкции реакторного зала.

Топливо в виде таблеток помещено в оболочку из сплава циркония и ниобия (Э-100). Твэлы длиной 3644 мм по восемнадцать штук собраны в виде цилиндрического пучка в тепловыделяющую сборку. Две сборки, расположенные одна над другой, собранные на одном центральном стержне, образуют тепловыделяющую кассету, которая устанавливается в каждый топливный канал. Перегрузка топлива осуществляется на мощности с помощью разгрузочно-загрузочной машины, расположенной в центральном зале. Один-два топливных канала могут быть перегружены каждый день.

Приблизительно 95% энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5% мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов. Для снижения термического сопротивления и предотвращения окисления графита полость кладки заполнена циркулирующей смесью газов гелия и азота, которая служит одновременно и для контроля целостности каналов по изменению влажности и температуры газа. Под нижней и над верхней плитами имеются пространства для разводки труб водяных коммуникаций от раздаточных коллекторов к каждому каналу и труб пароводяных коммуникаций от каждого канала к барабан-сепараторам.

Разгрузочно-загрузочная машина после удаления соответствующего участка настила и вывода на координаты канала, состыковывается с его головкой, выравнивает свое давление с давлением канала, разуплотняет канал, удаляет выгоревшую топливную кассету и ставит на ее место свежую, уплотняет канал, отстыковывается и транспортирует отработавшую кассету в бассейн выдержки. Пока машина соединена с полостью топливного канала, малый поток чистой воды поступает из нее через теплогидравлическое уплотнение в канал, создавая «барьер» для предотвращения проникновения в полость машины горячей радиоактивной воды из активной зоны.

Система управления и защиты реактора основана на перемещении 191 - 211 твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает:

· автоматическое поддержание заданного уровня мощности;

· быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов и стержнями ручных регуляторов по сигналам отказа отдельных единиц оборудования;

· аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты по сигналам опасных отклонений параметров блока или в случае отказов основного оборудования;

· компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность;

· регулирование распределения энерговыделения по объему активной зоны.

Список литературы

1. Маргулова, Т.Х. Атомные электрические станции: учеб. для вузов / Т.Х. Маргулова. - Изд. 4-е, перераб. и доп. - М.: Высш. шк., 1984. - 304 с.

2. http://www.laes.ru/new_lnpp/mindex.shtml?../content/proizv/tehnology/htm/40.htm

3. http://dic.academic.ru/dic.nsf/enc_tech/1482/%D1% 8F % D0% B4% D0% B5% D1% 80% D0% BD % D0% B0% D1% 8F

4. http://ria.ru/spravka/20080522/108084040.html

Размещено на Allbest.ru