Атомные электрические станции

                                                           МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ  БЕЛАРУСЬ                                    

                                                                        УО «БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

                                                                               ЭКОНОМИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ 
 

               Кафедра технологии важнейших  отраслей промышленности 
 

                       РЕФЕРАТ 

                                                                                                          На тему:

                                                                                   АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

                             ВЫПОЛНИЛ:

                             Студентка ФМК                                    (                          ) 

                             1 курс, ДМП  
 
 

                            Проверил,

                            преподаватель   ( ) 
 
 
 
 
 
 
 

            Минск 2010

                  СОДЕРЖАНИЕ

                                Введение…………………………………………………………………………………………………………………………………3

                                1.История создания атомных электростанций…………………………………………………………………….3

                                2.Принцип работы атомных электростанций……………………………………………………………………….5

                                3.Достоинства и недостатки атомных  электростанций………………………………………………………..8

                                4. Перспективы развития атомных  электростанций…………………………………………………………….9

                               5.Необходимость развития атомной энергетики в Беларуси……………………………………………….11

                                6.Экология и атомная энергетика…………………………………………………………………………………………..16

                                7.Заключение…………………………………………………………………………………………………………………………..19

                                8.Список использованных источников……………………………………………………………………………………20 
 

                          Введение.     

В связи с аварией  на Чернобыльской атомной электростанции, популярность ядерной энергетики резко  снизилась. Негативные настроения надолго  тормозили развитие в этой сфере. Но так как все наиболее безопасные виды получения энергии не могут  полностью удовлетворять потребностям страны, в последнее время ядерная  энергетика вновь начала набирать обороты.

С 1990 года в Беларуси вновь начали задумываться о строительстве  новых атомных электростанций, и  уже в 2006 году наметились 4 площадки для их строительства. На данный момент использование ядерной энергетики является хорошей дополнительной альтернативой,  и ответственный подход к строительству новых атомных электростанций позволит сделать использование ядерной энергетики намного безопаснее, чем в прошлом.  
 
 

                     1.    История создания атомных электростанций. 
 

Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ  по созданию первой советской атомной  бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного  использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению  И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства  начались первые работы по практическому  применению энергии атома для  получения электроэнергии

В мае 1950 года близ посёлка  Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная  мощность была доведена до 600 МВт. В  том же году развернулось строительство  Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в  эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС(англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

В 1979 году произошла  серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, а в 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. 

15 мая 1989 года на  учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном  образовании Всемирной ассоциации  операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной  ассоциации, объединяющей организации,  эксплуатирующие АЭС, во всём  мире. Ассоциация поставила перед  собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы.

Крупнейшая АЭС  в Европе — Запорожская АЭС  у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. С 1996 г. работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт.

Крупнейшая АЭС  в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата — в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два продвинутых кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт. 
 
 

                                                2.Принцип работы АЭС. 

Атомная электрическая  станция - электростанция, в которой  атомная (ядерная) энергия преобразуется  в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относитильному увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира. 
 

      Принципиальная  схема АЭС с ядерным реактором,  имеющим водяное охлаждение, приведена  на рис. 2. Тепло, выделяющееся  в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

         Наиболее часто на АЭС применяются  4 типа реакторов на тепловых  нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем. 

Рис. 2. Принципиальная схема АЭС: 1 — ядерный реактор; 2 — циркуляционный насос; 3 — теплообменник; 4 — турбина; 5 — генератор электрического тока. 

В зависимости от вида и агрегатного состояния  теплоносителя создаётся тот  или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной  границы термодинамического цикла  определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих  элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное  горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного  типа реактора. На АЭС, тепловой реактор  которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.  

В высокотемпературных  графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

   При работе  реактора концентрация делящихся  изотопов в ядерном топливе  постепенно уменьшается, т. е.  ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

         К реактору и обслуживающим  его системам относятся: собственно  реактор с биологической защитой,  теплообменники, насосы или газодувные  установки, осуществляющие циркуляцию  теплоносителя; трубопроводы и  арматура циркуляционного контура;  устройства для перезагрузки  ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

         В зависимости от конструктивного  исполнения реакторы имеют отличительные  особенности: в корпусных реакторах   ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух.

         Для предохранения персонала  АЭС от радиационного облучения  реактор окружают биологической  защитой, основным материалом  для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

         При авариях в системе охлаждения  реактора для исключения перегрева  и нарушения герметичности оболочек  ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания. 

Оборудование машинного  зала АЭС аналогично оборудованию машинного  зала ТЭС. Отличительная особенность  большинства АЭС — использование  пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

         При этом для исключения эрозионного  повреждения лопаток последних  ступеней турбины частицами влаги,  содержащейся в пару, в турбине  устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение  выносных сепараторов и промежуточных  перегревателей пара. В связи  с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

         В число специфичных требований  к компоновке оборудования АЭС  входят: минимально возможная протяжённость  коммуникаций, связанных с радиоактивными  средами, повышенная жёсткость  фундаментов и несущих конструкций  реактора, надёжная организация  вентиляции помещений. На рис.  показан разрез главного корпуса  Белоярской АЭС с канальным  графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор — турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией. 
 

                                               3.Достоинства и недостатки АЭС. 

Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива, например 54 тепловыделяющих сборки общей  массой 41 тонна на один энергоблок с  реактором ВВЭР-1000 в 1-1,5 года (для  сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки  два железнодорожных состава  угля). Расходы на перевозку ядерного топлива в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом  АЭС является её относительная экологическая  чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 Мвт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых до 165 000 на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще. Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС. Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД, однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.). Кроме того в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД.

Для большинства  стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС  не дороже, чем на пылеугольных и  тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство  АЭС находятся примерно на таком  же уровне, как и строительство  ТЭС, или несколько выше.

Главный недостаток АЭС — тяжелые последствия  аварий, для исключения которых АЭС  оборудуются сложнейшими системами  безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими  исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной  аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуляционного  контура реактора).

Серьёзной проблемой  для АЭС является их ликвидация после  выработки ресурса, по оценкам она  может составить до 20% от стоимости  их строительства.

По ряду технических  причин для АЭС крайне нежелателен  режим работы в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части  графика электрической нагрузки. 

                                     4.Перспективы развития АЭС. 

            Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать, пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:

     Высокотемпературный энергетический ядерный реактор  на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в  котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

• возможность получения большой мощности;
• коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;
• высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 К);
• малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);
• возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.

     Из  этого следует:

• высокая эффективность использования горючего;
• минимальные затраты на топливный цикл;
• повышенная безопасность;
• высокая экономичность;
• широкий диапазон использования.

     Вихревые  ядерные реакторы на тепловых и быстрых  нейтронах.

     Вихревой  реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой, благодаря вихревому  движению введенного тангенциально  теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных  свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем. 
 

        5.НЕОБХОДИМОСТЬ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В БЕЛАРУСИ

     По  данным Международного агентства ООН  по атомной энергии (МАГАТЭ), более 18% электроэнергии, вырабатываемой в мире, производится на ядерных реакторах. В отличие от электростанций, работающих на органическом топливе, АЭС не выбрасывают  в атмосферу загрязняющих веществ, которые негативно влияют на здоровье людей, являются причиной образования  смога и разрушительно воздействуют на озоновый слой.

       Стоимость электричества, произведенного  на АЭС, ниже, чем на большинстве  электростанций иных типов. В  мире насчитывается около 440 ядерных  реакторов общей мощностью свыше  365 тыс. МВт, которые расположены  более чем в 30 странах. Только  в 2000–2005 гг. в строй введено  30 новых реакторов. В настоящее  время в 12 странах строится 29 реакторов  общей мощностью около 25 тыс.  МВт.

       Атомная энергетика успешно преодолела  кризис после чернобыльской катастрофы. Вероятность тяжелых аварий на  АЭС нового поколения практически  сведена к нулю. Многоуровневые  системы безопасности современных  реакторов не позволяют техническим  сбоям перерасти в серьезные  повреждения (даже в случае  гипотетической аварии с расплавлением  активной зоны реактора). По экспертным  оценкам МАГАТЭ, предполагается  строительство к 2020 году до 130 новых энергоблоков.

       Во исполнение Указа Президента  Республики Беларусь от 12 ноября 2007 г. № 565 «О некоторых мерах  по строительству атомной электростанции»  в республике системно осуществляется  реализация соответствующих конкретных  организационно-правовых, научно-исследовательских  и проектно-изыскательских мероприятий.

       Собственная АЭС позволит Беларуси  решить ряд стратегически важных  задач:

     1. Обеспечить  дополнительные гарантии укрепления  государственной независимости  и экономической самостоятельности  Беларуси (возведение атомной электростанции позволит снизить потребность государства в импортных энергоносителях почти на треть);

     2. Снизить  уровень использования природного  газа в качестве энергоресурса  (ввод в действие АЭС в Беларуси  позволит уйти от однобокой  зависимости нашей экономики  от поставок российского газа  и приведет к экономии около  4,5 млн. м3  газа в год);

     3. Строительство  АЭС в Беларуси рассматривается  как вариант диверсификации поставщиков  и видов топлива в топливно-энергетическом  балансе страны;

     4. Атомная  энергетика открывает новые возможности  для развития национальной экономики;

     5. Строительство  АЭС будет способствовать экономическому  и социальному развитию региона  размещения АЭС;

     6. Опыт, приобретенный при строительстве  АЭС, в перспективе позволит  использовать промышленный и  кадровый потенциал страны при  возведении объектов ядерной  энергетики как в республике, так и за рубежом;

     7. Введение  в энергобаланс АЭС позволит  снизить выбросы парниковых газов  в атмосферу.

     Организует  и координирует деятельность по строительству  белорусской атомной электростанции Министерство энергетики Республики Беларусь.

     Подготовка  к строительству атомной электростанции в Беларуси проходит в тесном взаимодействии с Международным агентством по атомной  энергии.

     31 января 2008 г. Президент Республики Беларусь  подписал постановление Совета  Безопасности № 1 «О развитии  атомной энергетики в Республике  Беларусь». В соответствии с  принятым решением в стране  будет осуществлено строительство  атомной электростанции суммарной  электрической мощностью 2 тыс.  МВт с вводом в эксплуатацию первого энергетического блока в 2016 году, второго – в 2018-м.

     По  расчетам Национальной академии наук Беларуси, введение в энергобаланс АЭС суммарной электрической  мощностью 2 тыс. МВт позволит удовлетворить  около 25% потребности страны в электроэнергии и приведет к снижению ее себестоимости  на 13% за счет сокращения затрат на топливо.В феврале 2008 г. в Беларуси начала работу миссия МАГАТЭ по вопросам подготовки персонала для будущей АЭС, принято решение о формировании национальной системы подготовки специалистов в области ядерной энергетики.

     В общественном мнении Беларуси набирает силу тенденция  к росту поддержки развития атомной  энергетики. 54,8% респондентов проведенного в республике исследования на вопрос «Должна ли Беларусь иметь и развивать  ядерную энергетику?» ответили положительно, 23% – отрицательно. 

     Решение о строительстве атомной электростанции зависит от многих факторов. Определяющими  среди них являются экономическая  целесообразность и технические  возможности развития атомной энергетики в стране.

     В Республике Беларусь, наиболее пострадавшей в  результате аварии на Чернобыльской  АЭС, вопросу экономического и технического обоснования строительства атомной  электростанции придается особое значение.

     О необходимости  возведения в Беларуси собственной  АЭС специалисты заговорили еще  в начале 1997 года. С тех пор  исследования на эту тему практически  не прекращались.

     Для Беларуси – страны, имеющей динамичную экономику и в то же время испытывающей острую нехватку собственных топливно-энергетических ресурсов, развитие атомной энергетики имеет стратегическое значение в  обеспечении энергетической безопасности и экономической независимости.

     В Республике Беларусь доля импортируемых энергоресурсов составляет сегодня около 85%. Практически  весь потребляемый в стране газ, а  также большая часть нефти  завозятся из одного государства  – Российской Федерации. Зависимость  от единственного поставщика подрывает  энергетическую безопасность республики. Кроме того, на оплату импортируемых  энергоресурсов расходуется значительная часть бюджета государства.

     Строительство собственной атомной электростанции позволит снизить зависимость от импорта энергоресурсов и обеспечить республику относительно дешевой электроэнергией.

     По  расчетам Национальной академии наук Беларуси, введение в энергобаланс АЭС суммарной электрической  мощностью 2 тыс. МВт позволит удовлетворить  около 25% потребности страны в электроэнергии и приведет к снижению ее себестоимости  на 13% за счет сокращения затрат на топливо.

     В соответствии с целевыми установками социально-экономического развития Республики Беларусь, определенными  в программных документах, до 2015 года объем валового внутреннего  продукта в нашей стране должен возрасти более чем в 2 раза. Такое увеличение ВВП не может не вызвать роста  потребления электроэнергии. В этих условиях Беларуси экономически целесообразно  включить в энергобаланс атомную  энергетику, которая вполне может стать конкурентоспособной по отношению к использующей органическое топливо традиционной энергетике.