Атомна енергетика

- знижують несучу спроможність окремих конструкцій (виразкова корозія металоконструкцій; місцева корозія арматурних стрижнів і анкерів з відшаруванням продуктів корозії; суцільна корозія з відшаруванням продуктів корозії металевих елементів залізобетонних конструкцій);

- можуть знизити несучу спроможність окремих конструкцій у найближчий час або в процесі експлуатації АЕС (порушення захисного покриття і рівномірна корозія металоконструкцій; тріщини і сітки тріщин в залізобетонних конструкціях з розкриттям більше 0,3 мм; відшарування захисного слою бетону; оголення арматури; суцільна корозія металевих елементів залізобетонних конструкцій);

- не знижують несучу спроможність конструкцій, але впливають на експлуатаційні характеристики (місцеві руйнування (відколи) бетону; ділянки недоущільненого бетону; поверхнева корозія арматури і металевих елементів; тріщини з шириною розкриття менш 0,3 мм; ділянки з сіткою тріщин; проступання солі на поверхні бетону).

Всі перераховані дефекти усуваються шляхом виконання ремонтно-відбудовчих робіт, а в деяких випадках заміною окремих конструкцій. В пропозиціях з виконання ремонтно-відбудовчих робіт наведені способи і технології виконання ремонтно-відбудовчих робіт.

На підставі аналізу технічного стану будівельних конструкцій і розрахунків довговічності був зроблений висновок, що за умови проведення комплексу ремонтно-відбудовчих робіт і виконанні технологічного регламенту з експлуатації, будівлям та спорудам енергоблоків №3, 4 Хмельницької АЕС буде забезпечена надійна експлуатація на термін до 45 років (граничний термін часу від закінчення добудови до моменту зняття блоку з експлуатації).

Обстеження водойми-охолоджувача виконувалося ВАТ КІЕП із залученням для виконання робіт на субпідряді ВАТ «ЛьвівОРГРЕС», ВАТ «Укрводпроект», «УкрНДІЕП». На майданчику виконані роботи із вимірювання глибин водойми та температури води, розбиті створи та поперечники по всій довжині греблі.

Розроблені та представлені Замовнику: водогосподарчі розрахунки р. Горинь:

- математичні моделі прогнозування гідрохімічного і гідротермічного режимів, гідробіологічне прогнозування системи технічного водозабезпечення за умови роботи енергоблоків №3, 4;

- розрахунки охолоджувальної спроможності водосховища;

- заключний звіт з оптимального варіанту водосховища.

Згідно з дослідженнями і розрахунками, існуючий ставок-охолоджувач в стані забезпечити навантаження 3000ч3240 МВт без розробки будь-яких додаткових заходів. Для забезпечення потужності 4000 МВт необхідно спорудити струмененапрямну дамбу довжиною 1300 м у ложі ставка-охолоджувача (що є найбільш економічним варіантом за капітальними та експлуатаційними витратами).

Проведені ВАТ «Укрводпроект» водогосподарчі розрахунки р. Горинь на період до 2020 року підтвердили, що введення в експлуатацію енергоблоків №3, 4 (проекту В-320) ВП ХАЕС не призведе до виникнення дефіциту водних ресурсів нижче меж безпосереднього впливу ХАЕС (до впадання р. Случ в р. Горинь).

Наведене вище дозволяє зробити висновок, що майданчик Хмельницької АЕС залишається найперспективнішим для розширення одного з найтехнологічніших і наукомістких секторів з огляду на майбуття української атомної енергетики.

Для виконання завдання вибору типу реакторної установки (РУ) для енергоблоків №3, 4 Хмельницької АЕС проведений аналіз існуючих на ринку проектів РУ: ВВЕР-1000, АР-1000, EPR-1600. Виконано обґрунтування вибору типу ЯППУ для блоків ХАЕС-3, 4. Підготовлений перелік питань технічного і економічного характеру та направлений потенційним постачальникам реакторних технологій (ОКБ «Гидропресс», SKODA JS, AREVA, Westinghouse, KEPCO) для отримання офіційної інформації. Були отримані пропозиції від ОКБ «Гидропресс» (ЗАО «Атомстройэкспорт»), KEPCO и Westinghouse, які були проаналізовані та уточнені. AREVA направила лист про відмову в участі конкурсного відбору.

Попередні результати аналізу пропозицій KEPCO і Westinghouse показали, що дані пропозиції передбачають будівництво нових енергоблоків на місці №5 и №6 ХАЕС, без врахування використання всієї інфраструктури ХАЕС, не враховуючи транспортування основного обладнання на майданчик і не дають показових економічних результатів. За результатами конкурсного відбору, на підставі затверджених критеріїв, був обраний проект РУ з ВВЕР-1000.

3.2 Особливості нового покоління реакторів АЕС

При створені проекту атомної станції підвищеної безпеки АЕС-92 був врахований досвід створення та експлуатації попереднього зразка реакторної установки (В-320) на Запорізькій, Хмельницькій, Балаковській, Південно-Українській, Калінінській АЕС і останні світові досягнення в сфері проектування й експлуатації АЕС. Прийняті технічні рішення дозволяють за міжнародною класифікацією віднести АЕС-92 до атомних станцій III покоління. Це означає, що така АЕС має досконалішу технологію щодо забезпечення безпеки стосовно до сучасних еволюційних реакторів легководного типу.

При розробці проекту атомної електростанції проектувальники орієнтувалися на максимальне зниження ролі людського фактора. Як показали аварії на АЕС Три-Майл-Айленд і в Чорнобилі, для істотного підвищення безпеки експлуатації ядерного реактора необхідно враховувати принципи взаємодії «людина-машина» (оператор-реактор) і закласти в саму конструкцію станції протидію можливим помилкам операторів. Саме на це спрямовано всі технічні новинки, застосовані в удосконаленому проекті АЕС-92. Реалізація такої концепції здійснювалася за двома напрямками. По-перше, у проект включені пасивні системи безпеки. Під цим терміном розуміються системи, що працюють практично без підведення енергії з зовні, не потребуючі втручання оператора. По-друге, була прийнята концепція подвійного призначення активних систем безпеки, що значно зменшує ймовірність невиявлених відмовлень.

Для запобігання некерованої ланцюгової реакції в реакторі використовуються спеціальні регулюючі стрижні з нейтронопоглинаючих матеріалів. Введення їх в активну зону призводить до негайного гасіння ядерної реакції. У реакторі ВВЕР-1000 проекту АЕС-92 для підвищення надійності аварійного захисту кількість регулюючих стрижнів збільшено. Аварійний захист настільки ефективний, що у випадку аварії повністю заглушує реактор, на відміну від попереднього покоління реакторів, підтримує його в заглушеному стані без застосування розчинів борної кислоти. У проекті АЕС-92 передбачена додаткова пасивна аварійна система захисту (швидке введення борного розчину), що здатна замінити систему аварійного захисту реактора з використанням поглинаючих стрижнів.

Головна перевага проекту АЕС-92 полягає в тому, що основні функції безпеки виконують незалежно одна від одної дві різні за принципом роботи системи. Усе це в сукупності зі збільшенням надійності систем, зниженням імовірності відмови обладнання і зменшенням ролі людського фактора, підвищує рівень безпеки АЕС.

Проект АЕС-92 - це приклад вдалих інженерних рішень, що поєднує у собі досвід, накопичений при експлуатації уніфікованого реактора ВВЕР-1000 і нововведення по пасивних системах безпеки, дія яких заснована на простих фізичних принципах. Проект Нововоронезької АЕС у повному обсязі пройшов необхідні процедури розгляду і затвердження, одержав позитивні висновки державної і суспільної екологічних експертиз. Крім того, експерти фірми EDF провели перевірку рішень проекту на відповідність основним вимогам європейських експлуатуючих організацій до АЕС нового покоління (EUR). На 1-му міжнародному конкурсі в Санкт-Петербурзі журі з фахівців Франції, Німеччини, Швеції, Канади, оцінило проект позитивно. Високу якість російського проекту В-392 підтвердили і закордонні замовники, обравши його як базовий для будівництва атомних станцій.

Відповідно до міжурядових Угод про співробітництво з Індією розробляється проект ВВЕР-1000 (В-412), для Китайськї Народної Республіки розробленій проект ВВЕР-1000 (В-428), а для Ісламськї Республіки Іран розробляється проект ВВЕР-1000 (В-446).

Згідно з протоколом засідання «Ядерна енергетика та атомна промисловість» секції «Атомно-промисловий комплекс та поновлювальні джерела енергії» Науково-технічної ради Міністерства палива та енергетики України, було вирішено, що переможцем конкурсного відбору проекту реакторної установки для будівництва енергоблоків №3,4 ВП ХАЕС стала компанія «Атомстройекспорт» (РФ), що представила РУ ВВЕР-1000/В-392Б, розроблену на базі В-392.

Реакторна установка В-392Б в порівнянні з В-320, змонтованої на енергоблоках №1,2 ХАЕС, має багато удосконалень, внесених у її конструкцію на основі аналізу досвіду експлуатації і рекомендацій МАГАТЕ для діючих АЕС із ВВЕР-1000.

Серед них наступні:

- підвищено ефективність і надійність механічної системи аварійного захисту реактора, що забезпечує швидкий перехід реактора в підкритичний стан і підтримку його в цьому стані до температур нижче 100°С без подачі борної кислоти;

- розроблена система автоматичного придушення ксенонових коливань;

- застосований новий головний циркуляційний насос ГЦН-1391, у якому для змащення і охолодження підшипників використовується вода; підвищена стійкість ущільнень, що можуть працювати без ушкоджень протягом доби і більше в умовах втрати їхнього охолодження;

- поліпшено конструкцію парогенераторів (ПГ), що забезпечує істотне зниження частоти протікань через теплообмінні трубки і колектори ПГ;

- удосконалено конструкцію активної зони реактора, що дозволяє підвищити рівень надійності і знизити пошкоджуваність її елементів;

- застосовано запобіжні клапани, здатні працювати на пароводяній суміші;

- удосконалено конструкцію корпусу реактора;

- удосконалено комплекс систем безпеки з розширенням функцій пасивних систем;

- частота пошкодження активної зони при роботі на потужності складає 4,3·10-7 на реактор в рік.

- частота перевищення граничного аварійного викиду складає 6,0·10-8 на реактор в рік.

- удосконалено системи розхолоджування РУ та інше.

У проекті РУ В-392Б передбачені спеціальні заходи для запобігання ушкоджень трубопроводів головного циркуляційного контуру і пов'язаних з ним систем, включаючи застосування конструкційних матеріалів, виконання вимог до експлуатаційних режимів і контролю стану корпусу реактора, устаткування і трубопроводів у процесі експлуатації, забезпечення необхідних запасів міцності.

Надійність гарантується досвідом експлуатації і результатами спеціальних розрахункових аналізів міцності, включаючи оцінки значень частоти виникнення течі та руйнувань корпусного устаткування, трубопроводів на основі імовірних міцностних моделей.

У проекті реалізована «концепція протікання перед розривом», застосування якої забезпечує зниження на кілька порядків значення імовірності великих протікань, а також руйнування трубопроводів, корпусного устаткування і колекторів парогенераторів.

Відмінність корпусів реакторів В-392 Б і В-320 полягає в тім, що:

- довжина корпуса реактора збільшена на 300 мм за рахунок збільшення довжини опорної обичайки;

- обмежений вміст нікелю в основному металі та металі зварних швів, розташованих напроти активної зони в межах 1,0-1,3 % дає можливість збільшити термін використання корпусу реактора.

Збільшення довжини корпусу реактора дозволяє:

- знизити рівень поверхні активної зони відносно рівня ферми опорної, що дозволяє знизити дозове навантаження на персонал, який обслуговує ГЦН і парогенератори, тому що при роботі реактора на потужності (за розрахунковими оцінками) істотно знижується щільність потоку нейтронів у районі опори реактора при прямому проходженні від активної зони через корпус (зменшується майже в два рази) і від “прострілу” із зазору між корпусом реактора і теплоізоляцією (зменшується майже на порядок);

- зменшити значення флюенсу швидких нейтронів (приблизно на 10 %) на шві приварки опорної обичайки до обичайки зони патрубків, тому що збільшується відстань від поверхні активної зони до цього шва;

- поліпшити умови охолодження активної зони в аварійних ситуаціях із втратою теплоносія, збільшується обсяг води над активною зоною.

Стандартні системи безпеки, реалізовані в проекті В-392Б:

- система аварійного і планового розхолоджування першого контуру й охолодження басейну витримки;

- система аварійного введення бору;

- система аварійної подачі живильної води в парогенератори;

- пасивна частина системи аварійного охолодження зони (гідроємності першого ступеня);

- система захисту першого і другого контурів від перевищення тиску;

- система герметичної оболонки.

Додаткові системи безпеки, реалізовані в проекті В-392Б:

- система швидкого введення бору;

- система пасивного відводу залишкових теплових виділень;

- додаткова система пасивного заповнення активної зони.

Особливості паливного циклу

Конструктивні особливості нового реактора В-392Б і застосування ТВС-2 нового покоління на енергоблоці ХАЕС-3 обумовлюють ряд особливостей паливного циклу, таких як:

- можливість досягнення на ТВС, які вивантажуються, середнього вигоряння 46 МВт·доб/кг U;

- тривалість кампанії у 326 ефективних діб;

- збільшення тривалості кампанії за рахунок роботи на потужностному ефекті до 353 діб;

- збагачення палива по U235 4.28 %;

- кратність перевантаження 3,4;

- температура повторної критичності менш 100 °С;

- максимальне проектне значення лінійного теплового навантаження ТВЕЛ 448 Вт/см.

Енергоблок з РУ В-392Б за своїми технічними показниками і рівнем безпеки відповідає іншими альтернативними варіантами, що можуть бути запропоновані на енергетичному ринку в розглянутий період.

Водночас даний варіант дозволяє забезпечити:

- використання повною мірою побудованих на майданчику ХАЕС споруд енергоблоків № 3, 4 ;

- найприйнятніші умови в частині ліцензування;

- впевненість у забезпеченні передбачуваних термінів введення енергоблока в промислову експлуатацію;

- передумови з мінімізації витрат на створення енергоблока.

Все більше визнання у світі одержує той факт, що в умовах зростання цін на природне паливо (газ, вугілля, нафту) і нестабільності світових ринків природного газу та нафти забезпечити зростання промислового виробництва й задоволення споживчого попиту населення у відносно дешевій електроенергії на комунальні потреби здатна тільки атомна енергетика. Атомна енергетика забезпечує енергетичну, економічну й - опосередковано - політичну незалежність від зовнішніх постачальників природного палива. На даний час в Україні більше як 95% теплових енергоблоків відпрацювали свій розрахунковий ресурс (100 тисяч годин), у тому числі більше як 70% перевищили граничний ресурс (170 тисяч годин), понад половина енергоблоків перебуває в експлуатації понад 200 тисяч годин. На чотирьох діючих АЕС України експлуатується 15 енергоблоків, які відпрацювали половину проектного терміну експлуатації. Тому, за період з 2010 до 2020 року об'єктивно необхідно створювати компенсуючі енергетичні потужності замість енергоблоків, що будуть виводитись з експлуатації.

З цією метою, «Національною енергетичною програмою розвитку енергетики до 2010 року» та «Енергетичною стратегією України до 2030 року» передбачено добудувати та ввести в експлуатацію в 2015 та 2016 роках 3-й та 4-й енергоблоки Хмельницької АЕС.

4. РОЗРАХУНОК РЕСУРСОЕНЕРГОЗБЕРЕЖЕННЯ ПРИ МОДЕРНІЗАЦІЇ АЕС

атомний електроенергія забруднювальний

Завдання 1. Розраховуємо чистий дохід від впровадження ресурсозберігаючих заходів при модернізації АЕС вважаючи потужність одного енергоблоку 1000 МВт.

Чистий дохід від впровадження від впровадження ресурсозберігаючих заходів при модернізації АЕС розраховуємо за формулою:

Веп= t *( Пе+ Пз+ Кt)- Et

де Веп - вартість зекономленого палива, грн./рік;

Пе - плата за викиди забруднювальних речовин в навколишнє середовище, грн./рік;

Пз - плата за нанесену шкоду здоров'ю населення, грн./рік (приймаємо 10 млн.грн./рік);

Кt - капіталовкладення в ресурсозберігаючі заходи при модернізації АЕС (приймаємо 16 млр.грн.).

- термін впровадження природоохоронних і ресурсозберігаючих заходів, років.

Вартість зекономленого палива у порівнянні з ТЕС такої ж потужності:

[грн.], (4.2)

де w - вартість палива (1 т вугілля - 1000 грн., 1 кг урану - 1600 грн.).

(млрд.грн).

(млн.грн).

Плата за викиди забруднювальних речовин в навколишнє середовище:

 (4.3)

де Мі обсяг викиду забруднювальної речовини, т.

Нбі норматив збору за тонну і-ої забруднювальної речовини, грн/т;

Кнас коригувальний коефіцієнт, який враховує чисельність жителів населеного пункту (табл. 4.2);

Кф коригувальний коефіцієнт, який враховує народногосподарське значення населеного пункту (табл. 4.3).

Таблиця 4.1 Нормативи збору за викиди забруднювальних речовин [9]

Назва забруднюючої речовини	Норматив збору, грн/т
Азоту оксиди	80
Аміак	15
Ангідрид сірчистий	80
Вуглецю окис	3
Вуглеводні	4,5
Тверді речовини	3

Таблиця 4.2 Значення коригувального коефіцієнту в залежності від чисельності населення [9]

Чисельність населення, тис.чол.	Коефіцієнт
До 100	1
100,1-250	1,2
250,1-500	1,35
500,1-1000	1,55
Понад 1000	1,8

Таблиця 4.3 Значення коригувального коефіцієнту в залежності від народногосподарського значення населеного пункту [9]

Тип населеного пункту	Коефіцієнт
Організаційно-господарські та культурно-побутові центри місцевого значення з перевагою аграрно-промислових функцій (райцентри, міста районного значення, селища та села)	1
Багатофункціональні центри, центри з перевагою промислових і транспортних функцій (республіканські та обласні центри, міста державного, республіканського, обласного значення)	1,25
Населені пункти, віднесені до курортних Автономної Республіки Крим	1,65

За формулою 4.9 знаходимо плату за викиди забруднювальних речовин в навколишнє середовище:

=

За формулою 4.1 розраховуємо чистий дохід від впровадження ресурсозберігаючих заходів при модернізації АЕС:

(млн.грн.).

Знайдемо термін окупності від впровадження ресурсозберігаючих заходів при модернізації АЕС

[років]. (4.4)

(роки).

Завдання 2. Розраховуємо необхідну площу сонячних панелей, які потрібно встановити на території Вінницької області для заміщення одного енергоблоку АЕС 1000 МВт.

а) розраховуємо потенційну кількість енергії ЕС, яку можна отримати з 1 м2 сонячної панелі за 1 рік із врахуванням сумарного річного потенціалу вінницької області (РС =4200 МДж/м2) та того, що ефективність сонячної панелі складає q = 24 % [6]:

, (4.5)

де РС - сумарний річний потенціал сонячної енергії, МДж/м2;

q - ефективність сонячної панелі, %.

=

б) розраховуємо кількість електричної енергії, яка виробляється при роботі одного енергоблоку АЕС 1000 МВт

[МВт], (4.6)

де - потужність одного енергоблоку, МВт.

(ГДж).

в) розраховуємо необхідну площу сонячних панелей:

. (4.7)

=.

Завдання 3. Розрахувати кількість вітроустановок, необхідних для повного заміщення реактора АЕС 1000 МВт:

, (4.6)

де L - кількість енергії, яка виробляється однією вітроустановкою за 1 рік:

[МДж], (4.7)

де Р - потужність вітроустановки (приймаємо рівною 100 кВт·год);

t - кількість годин в році, протягом яких ефективно працює вітроустановка (приймаємо рівною 2000 год).

=

= (шт.).

Завдання 4. Розраховуємо об'єм відходів лісу, необхідних для повного заміщення для повного заміщення реактора АЕС 1000 МВт:

, (4.10)

де Еліс. - кількість енергії, яка виділяється при спалюванні 1 м3 відходів лісу (4,93 МДж/м3).

.

ВИСНОВКИ

В курсовому проекті охарактеризовано екологічні аспекти ресурсоенергозбереження в атомній енергетиці. Проведено дослідження процесів, що відбуваються у вітчизняній атомній галузі. Оцінено її сучасний стан та можливості реалізації стратегічних планів з розвитку атомної енергетики країни.

Світові тенденції нарощування ядерної енергетики зумовлені рядом об'єктивних факторів. За оцінками експертів, розвіданих запасів нафти вистачить на 40 років, газу - на 60. Разом з цим запаси урану зможуть забезпечити роботу працюючих енергоблоків приблизно на 100 років, а перспективних типів - на 400 тис. років. На даному етапі розвитку людства реальної альтернативи ядерній енергетиці немає.

Атомна енергетика - найрентабельніша серед інших видів отримання енергії: при всіх витратах на добування, збагачення, зберігання та переробку ядерного палива «атомна» кіловат-година електроенергії удвічі дешевша від “теплової”. Найбільший питомий викид шкідливих речовин дає вугільна станція ТЕС. У вугіллі є природні радіоактивні речовини. При спалюванні вугілля ці речовини потрапляють у зовнішнє середовище.

За основу такої енергетики могли б послужити великопотужні реактори на швидких нейтронах. За фізичними й технічними принципами конструкції і керування великопотужні швидкі реактори з рідкометалічним охолодженням значно простіші від ВВЕР та інших теплових реакторів, а крім того, значно ефективніше використовують паливо та енергію. Крім того, у якості палива новітні реактори на швидких нейтронах використовують відпрацьовані ТВЕЛи реакторів попереднього покоління (ВВЕР), що вирішує проблему захоронення радіоактивних відходів і створення замкненого циклу у ядерній енергетиці. На даний час українська ядерна енергетика не має замкненого циклу і залежить від закордонних джерел палива, в першу чергу з Росії.

Проведені розрахунки дозволили визначити чистий дохід від впровадження ресурсозберігаючих заходів при модернізації АЕС та термін окупності. Крім того, порівняльні розрахунки необхідної площі сонячних панелей, кількості вітроустановок та об'єму відходів лісу, необхідних для повного заміщення для повного заміщення реактора АЕС потужністю 1000 МВт. Отримані результати показали, що використання атомного реактора надзвичайно важко замінити альтернативними видами енергії для отримання такої великої потужності. Виходом з такої ситуації можливо лише використання енергозберігаючих технології у всіх галузях промисловості.

ПЕРЕЛІК ЛІТЕРАТУРНИХ ДЖЕРЕЛ

1. Клименко Л.П., Соловйов С.М., Норд Г.Л. Системи технологій

2. Монтаж оборудования атомных электростанций. - М.: Высшая школа, 1985. - 309 с.

3. Проценко А. Энергия будущего. - М.: Молодая гвардия, 1980. - 223 с.

4. Енергетична стратегія України на період до 2030 року / Кабінет Міністрів України. - 2006 р.

5. Указ Президента України № 1167/2007 «Про деякі заходи щодо перетворення об'єкта «Укриття» на екологічно безпечну систему» від 29 листопада 2007 р./ http://www.president.gov.ua/ documents/7063.html.

6. Огляд енергетичної політики України / Міжнародне енергетичне агентство. - 2006.

7. НАЕК «Енергоатом» переходить на перспективне планування фінансово-економічної діяльності // http://www.energoatom.kiev.ua/ua/ news. - 08.12.2007.

8. Тарифи ПАТ "АЕС Рівнеобленерго" http://www.aes-ukraine.com/tariff/tariff/5384.html.

Размещено на Allbest.ru

...