Мощность атомной электростанции: КПД, сколько энергии и на чем вырабатывает

Что такое АЭС

Атомная электростанция — это ядерный объект, который производит энергию с помощью ядерного реактора. Ядерный реактор работает на ядерном топливе, чаще всего на уране.

Принцип действия ядерной установки основан на реакции деления нейтронов урана, которые при столкновении друг с другом расщепляются на новые нейтроны, которые, в свою очередь, сталкиваются, а также делятся. Эта реакция называется цепной реакцией и лежит в основе ядерной промышленности. В ходе всего процесса выделяется тепло, которое нагревает воду до ужасно горячего состояния (320 градусов Цельсия). Затем вода превращается в пар, пар вращает турбину, приводит в действие электрогенератор, который вырабатывает электричество.

Строительство атомной электростанции продолжается. Основная причина роста количества атомных электростанций в мире — ограниченные запасы ископаемого топлива, проще говоря, запасы газа и нефти на исходе, они нужны для промышленных и муниципальных нужд, а их мало уран и плутоний, которыми они являются топливом для АЭС, они необходимы, его запасы еще вполне достаточны.

Помимо выработки электроэнергии, атомные электростанции также используются для опреснения воды. Например, в Казахстане есть такая АЭС.

Когда появилась первая атомная станция

Первым большим шагом к использованию свойств атомного деления, включая атомное оружие и мирный атом, было испытание первой атомной бомбы в 1945 году. Это произошло 16 июля в тренировочном лагере в Нью-Мексико. Во время этих испытаний многие поняли, что ужасы Второй мировой войны несколько сошли на нет на фоне того, что могло бы случиться, если бы такое оружие появилось немного раньше.

В СССР первые ядерные испытания на полигоне состоялись всего 4 года спустя, 29 августа 1949 года. С тех пор две великие державы обладали технологиями, которые позволяли не только запугивать друг друга своей силой, но и работать на благо мирного атома и использовать эту разрушительную силу, чтобы принести свет и тепло в каждый дом.

Первая атомная электростанция была запущена в 1954 году под Обнинском Московской области. Идеологическим вдохновителем и руководителем проекта был известный советский физик, академик АН СССР, а также «отец» советской атомной бомбы Игорь Курчатов.

Игорь Куркатов за работой.

Как устроена АЭС

Любая станция — это закрытая территория вдали от жилого массива. На его территории есть несколько построек. Самым важным строением является здание реактора, рядом с ним — машинный зал, из которого осуществляется управление реактором, и здание охраны.

Схема АЭС невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор — это устройство АЭС, предназначенное для организации цепной реакции деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы атомной электростанции?

Вся реакторная установка находится в здании реактора, большой бетонной башне, которая скрывает реактор и в случае аварии будет содержать все продукты ядерной реакции. Эта большая башня называется защитой, защитой или защитой.

Защитная оболочка в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стены — оболочки. Наружная оболочка толщиной 80 см защищает зону содержания от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые почти в три раза увеличивают прочность бетона и предотвращают осыпание конструкции. Внутри он облицован тонким листом специальной стали, который служит дополнительной защитой защитной оболочки и в случае аварии не допускает выброса содержимого реактора за пределы защитной оболочки. Общая высота защитной зоны 50-60 метров.

Такое устройство АЭС может выдержать авиакатастрофу массой до 200 тонн, землетрясение силой 8 баллов, смерч и цунами.

Впервые в 1968 году на АЭС Янки в Коннектикуте был построен герметичный корпус.

Из чего состоит атомный реактор

Чтобы понять принцип работы ядерного реактора и, следовательно, принцип работы атомной электростанции, необходимо понимать компоненты реактора.

• Активная зона. Здесь находится ядерное топливо (тепловыделение) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом является уран) подвергаются цепной реакции деления. Замедлитель предназначен для управления процессом деления и позволяет выполнять необходимую реакцию по скорости и силе.
• Отражатель нейтронов. Отражатель окружает активную зону. Изготовлен из того же материала, что и замедлитель схватывания. На самом деле это ящик, основное предназначение которого — не дать нейтронам покинуть ядро ​​и попасть в окружающую среду.
• Теплоноситель. Теплоноситель должен поглощать тепло, выделяющееся при делении атомов топлива, и передавать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет, как устроена атомная электростанция. Самый популярный теплоноситель на сегодняшний день — это вода.
  Система управления реактором. Датчики и механизмы, приводящие в действие реактор атомной электростанции.

Типы ядерных реакторов

Работа атомной электростанции зависит от того, как работает ее ядерный реактор. Сегодня существует два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов:

• Реактор на медленных нейтронах, также называемый тепловым. Для его работы используется уран 235 °, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня существует подавляющее большинство реакторов на медленных нейтронах.
• Реактор на быстрых нейтронах. За этими реакторами будущее, так как они работают на уране-238, которого в природе много, и этот элемент не нуждается в обогащении. Недостаток таких реакторов только в очень высокой стоимости проектирования, строительства и запуска. Реакторы на быстрых нейтронах сегодня работают только в России. В качестве теплоносителя в быстрых реакторах используется ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которые используются на всех атомных электростанциях мира, также бывают разных типов.

Организация МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии) создала свою классификацию, которая чаще всего используется в мире атомной энергии. Поскольку принцип работы АЭС во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ основало свою классификацию на этих различиях.

1. PWR (реакторы с водой под давлением) — реактор с водой под давлением (реактор с водой под давлением). В странах СНГ такие реакторы называют ВВЭР. В качестве теплоносителя и замедлителя используют обычную воду. Реакторы с водой под давлением являются наиболее распространенными в мире (около 62% всех реакторов).
   Реакторы с водой под давлением экономичны и удобны, потому что вода негорючая, не твердая и относительно безопасна в использовании.
2. BWR (кипящий реактор) — реактор с кипящей водой или реактор с умеренной кипящей водой. Принцип работы АЭС на таком реакторе очень похож на то, как работает АЭС на ВВЭР. В кипящем реакторе также используется обычная вода, его особенность в том, что пар образуется сразу в активной зоне. В реакторе с водяным замедлителем сначала нагревается вода, которая затем, после нескольких стадий, превращается в пар; в кипящих реакторах тепло немедленно выделяется в кипящую воду, которая сразу становится горячим паром.Кипящие реакторы довольно распространены, они составляют 20% всех ядерных реакторов в мире.
3. LWGR (light water графитовый реактор) — графитово-водяной реактор, ГВР, ВРГ или уран-графитовый реактор. В реакторах этого типа в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя — обычная вода. В основе схемы атомной электростанции, впервые в мире запущенной, был графитовый водяной реактор. Сегодня такие реакторы используются редко, большинство из них находится в России.
4. PHWR (реактор с тяжелой водой под давлением) — реактор с тяжелой водой. В таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода (D2O), иначе ее называют тяжелой водой или оксидом дейтерия.

С химической точки зрения оксид дейтерия является идеальным замедлителем и теплоносителем, поскольку его атомы более эффективно взаимодействуют с урановыми нейтронами, чем другие вещества. Проще говоря, тяжелая вода делает свое дело с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, а обычную «легкую» и привычную нам воду использовать намного проще.

Чтобы разложить все по полочкам, давайте посмотрим, как работает самый популярный ядерный реактор с водой под давлением. Сегодня реакторы с водой под давлением поколения 3+ используются во всем мире. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все реакторы с водой под давлением в мире за все годы своей эксплуатации в сумме уже успели наработать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не дали серьезных отклонений.

Конструкция АЭС на основе реакторов с водой под давлением предполагает, что между топливными стержнями циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы он не перешел в парообразное состояние, его держат под давлением 160 атмосфер. Схема АЭС называет этот первый контур водой.

Нагретая вода поступает в парогенератор и передает свое тепло воде во вторичном контуре, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне кажется, что водопроводные трубы первого контура соприкасаются с другими трубами: вода второго контура передают тепло друг другу, но вода не контактирует. Трубы соприкасаются.

Таким образом, исключается возможность проникновения излучения в воду вторичного контура, которая в дальнейшем будет участвовать в процессе выработки электроэнергии.

Как дальше работают атомные электростанции, уже хорошо известно: вода во вторичном контуре парогенераторов превращается в пар, пар вращает турбину, а турбина приводит в действие электрогенератор, вырабатывающий электричество.

Несколько фактов об атомных реакторах

интересно, что реактор АЭС строят как минимум 3 года!

Для строительства реактора требуется оборудование, которое работает от электрического тока в 210 килоампер, что в миллион раз превышает ток, который может убить человека.

Оболочка (конструктивный элемент) ядерного реактора весит 150 тонн. Всего в реакторе 6 таких элементов.

Как работает атомная станция

Начальная стадия выделения энергии — это реактор. Он помещается в специальный замкнутый контур, называемый первым. По сути, это большая кастрюля, а точнее скороварка, поскольку жидкости внутри находятся под большим давлением. Следовательно, это приводит к увеличению точки кипения и увеличению рабочей температуры всего первого контура.

Капсула, в которой находится реактор, называется герметичным объемом и имеет толстые стенки (не менее 15 сантиметров). Это позволяет поддерживать внутри большое давление и не позволяет излучению выходить наружу.

Основная задача ректора — выработка тепла для нагрева жидкости внутри контура. Это происходит из-за цепной реакции. Эта реакция основана на делении атомов нейтронами. В этом случае после деления атома высвобождаются новые нейтроны, которые еще больше делят атомы. Поэтому количество нейтронов постоянно растет, а атомы делятся все больше и больше. Оказывается, сама цепная реакция, о которой заявляют, но если этот процесс не прервать, деление выйдет из-под контроля, будет выделено слишком много энергии и произойдет взрыв. Фактически, это то, что происходит в атомной бомбе.

Чтобы этого не происходило, внутри ректора есть специальные стержни с бором, которые очень хорошо поглощают нейтроны и замедляют реакцию. Стержни имеют длину несколько метров и постоянно входят в реактор и выходят из него, регулируя тем самым коэффициент нейтронного деления и, следовательно, скорость реакции. Если этот коэффициент меньше единицы, реакция замедляется, если больше — ускоряется, а если он равен единице, сама система продолжает свою работу. Эта установка должна быть сделана для стабильной работы реактора.

После того, как реактор нагрел воду внутри первичного контура до температуры приблизительно 450 градусов, она проходит через трубку теплообменника и мгновенно нагревает воду во вторичном контуре. Которая, в свою очередь, попадает в испаритель и уже водяной пар с температурой около 350-400 градусов крутит огромную турбину до 3000 оборотов в минуту. Именно эта турбина вырабатывает электричество, которое по проводам передается в электрическую сеть.

Полная изоляция первого контура от второго позволяет добиться защиты рабочей жидкости и сточных вод от радиоактивного загрязнения. Это облегчает охлаждение жидкости для ее дальнейшей работы, поскольку раскрутка турбины не является последней ступенью второго контура.

После того, как водяной пар раскручивает лопатки турбины, он попадает в специальные конденсаторы, представляющие собой большие камеры. В них пар остывает и превращается в воду.

Так выглядит турбина атомной электростанции производства Mitsubishi.

Пока температура воды еще очень высока и ее еще нужно охладить. Для этого он поступает в градирню напрямую или по специальному каналу. Это тот вид трубы, который можно увидеть на территории тепловых электростанций. Он имеет высоту около 70 метров, большой диаметр и сужается к вершине. Обычно его выливают из него клубами белого пара. Многие думают, что это дым, но это именно пар. В основании этой трубки разбрызгивается вода с температурой, близкой к кипению, которая, смешиваясь с уличным воздухом, поднимается и охлаждается. Средняя градирня может охлаждать до 20000 кубометров воды в час или примерно 450000 кубометров в день

После охлаждения вода специальными насосами перекачивается обратно в систему для нагрева и испарения. Поскольку необходимо много воды, атомные электростанции сопровождаются довольно большими водохранилищами, а иногда и большой системой каналов. Это позволяет станции работать без перебоев.

Теперь можно вернуться к одноконтурным и трехконтурным АЭС. Первые имеют более простую конструкцию, поскольку в них нет второго контура, а турбина приводится в движение водой, нагретой непосредственно из реактора. Сложность заключается в том, что воду нужно как-то очищать и такие станции менее экологичны.

Трехконтурная схема применяется на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Они считаются более перспективными, но должны быть дополнены дополнительным контуром, чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой. Дополнительный контур содержит нерадиоактивный натрий.

Конечно, схема примерная и упрощенная. Кроме того, станция имеет различные технические средства, пульт управления, большое количество многократно дублируемых систем защиты и другие вспомогательные системы. Кроме того, в одной станции находится несколько энергоблоков, что также усложняет процесс управления ею.

На территории АЭС много разных построек. Балаковская АЭС.

Ведь современная станция может работать не только в автоматическом режиме, но и без человека. По крайней мере, это касается процесса управления силовым агрегатом. Человек нужен для проверки и внесения изменений в работу в случае возникновения нештатной ситуации. Риск его возникновения очень низкий, но на всякий случай у пульта дежурят специалисты.

Какое топливо используют на АЭС

На практике атомные электростанции могут использовать различные вещества, способные генерировать атомное электричество, топливом современных атомных электростанций является уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не используется на атомных электростанциях, потому что его труднее превратить в тепловыделяющие элементы, если тепловыделяющие элементы короткие.

Топливные стержни — это металлические трубки, помещенные внутри ядерного реактора. Внутри тепловыделяющих элементов находятся радиоактивные вещества. Эти трубы можно назвать хранилищами ядерного топлива. Вторая причина редкости использования тория — это сложная и дорогостоящая переработка тория после его использования на атомных электростанциях.

Плутониевое топливо также не используется в атомной промышленности, поскольку это вещество имеет очень сложный химический состав, который еще не используется должным образом.

Уран

Основным веществом, генерирующим энергию на атомных электростанциях, является уран. Сегодня уран добывают тремя способами: открытым способом, закрытым рудником и подземным выщелачиванием с помощью буровых шахт. Последний способ особенно интересен. Для извлечения урана выщелачиванием раствор серной кислоты заливают в подземные скважины, насыщают ураном и закачивают обратно.

Самые большие запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде. Самые богатые месторождения находятся в Канаде, Заире, Франции и Чехии, где из одной тонны руды получают до 22 килограммов уранового сырья. Для сравнения: из тонны руды в России получается чуть больше килограмма урана.

Участки добычи урана не радиоактивны. В чистом виде это вещество не очень опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радон, радиоактивный бесцветный газ, который образуется при естественном распаде урана.

Уран нельзя использовать на атомных электростанциях в виде минерала, он не может дать никакой реакции. Сначала урановое сырье превращается в порошок — оксид урана, а затем становится топливом для урана. Порошок урана превращается в металлические «таблетки»: он прессуется в маленькие чистые конусы, которые в течение дня готовятся при чудовищно высоких температурах, превышающих 1500 градусов Цельсия. Именно эти урановые таблетки попадают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном итоге, дают людям электричество.

В ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток. Конечно, урановые таблетки просто так не бросают в реактор. Они размещены в металлических трубках из циркониевых сплавов — тепловыделяющих элементах, соединены между собой в пучки и образуют тепловыделяющие группы — тепловыделяющие группы. Именно тепловыделяющие сборки по праву можно назвать топливом АЭС.

Переработка топлива АЭС

Примерно через год использования уран в ядерных реакторах необходимо заменить. Топливные элементы охлаждаются несколько лет и отправляются на разделку и растворение. В результате химического извлечения выделяются уран и плутоний, которые повторно используются и превращаются в свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония используются для производства источников ионизирующего излучения. Они используются в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в раскаленную печь, а из остатков выпекается стекло, которое затем хранится на специальных складах. Почему стекло? Извлечь остатки радиоактивных элементов, способных нанести вред окружающей среде, будет очень сложно.

Не так давно появился новый способ захоронения радиоактивных отходов. Созданы так называемые ядерные реакторы на быстрых нейтронах, работающие на регенерированных остатках ядерного топлива. По расчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сейчас хранятся в хранилищах, способны обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах в течение 200 лет.

Кроме того, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое состоит из урана-238; это вещество не используется на обычных атомных электростанциях, так как современные атомные электростанции легче перерабатывают уран 235 и 233, из которых в природе мало что осталось. Таким образом, новые реакторы — это возможность использовать огромные месторождения урана-238, которые ранее никто не использовал.

Сколько энергии вырабатывает АЭС

Конечно, эту первую атомную электростанцию ​​сложно сравнивать с современными, но именно она заложила основу для нового способа выработки энергии, поскольку первый iPhone запустил процесс сборки смартфонов, а Ford T запустил производство массовых автомобилей.

С тех пор количество атомных электростанций в мире значительно увеличилось и достигло 192 единиц (всего 438 единиц мощности) в 31 стране мира. В России расположены 10 АЭС (всего 33 энергоблока). По этому показателю наша страна занимает восьмое место в мире, а по мощности — четвертое.

Общая мощность реакторов составляет около 392 ГВт. Лидерами являются США (103 ГВт), Франция (66 ГВт), Япония (46 ГВт), Россия (25 ГВт) и Южная Корея (21 ГВт). По статистике, атомные электростанции обеспечивают 16% мирового потребления электроэнергии.

Высокий интерес к атомным электростанциям и их широкое использование объясняется тем, что их КПД составляет 40-45% и более, а риски значительно ниже, несмотря на все ужасные аварии, которые произошли. С одной стороны, кажется, что если он взорвется, это не покажется малым, но с другой стороны, по статистике, на атомных станциях на 1 полученный киловатт жертв в 43 раза меньше, чем на тепловых электростанциях.

КПД АЭС и мощность АЭС

Общий КПД АЭС (КПД) с реактором с водой под давлением составляет около 33%, с водо-графитовым реактором — около 40% и тяжеловодным — около 29%. Экономическая осуществимость атомной электростанции зависит от эффективности ядерного реактора, энергоемкости активной зоны реактора, коэффициента использования установленной мощности в год и так далее

Ученые обещают в ближайшее время повысить КПД АЭС в полтора раза, до 50%. Это произойдет, если тепловыделяющие сборки или тепловыделяющие сборки, которые вставляются непосредственно в ядерный реактор, сделаны не из сплавов циркония, а из композита. Проблемы атомных электростанций сегодня в том, что цирконий недостаточно термостойкий, он не выдерживает очень высоких температур и давлений, поэтому КПД АЭС невысокий, а композит выдерживает температуры выше тысячи градусов по Цельсию.

В США, Франции и России проводятся эксперименты по использованию композита в качестве оболочки для урановых таблеток. Ученые работают над повышением прочности материала и его применением в ядерной энергетике.

Суммарная электрическая мощность АЭС в мире составляет 392 082 МВт. Характеристики атомной электростанции в основном зависят от ее мощности. Самая мощная АЭС в мире расположена во Франции, мощность АЭС «Сиво» (каждого блока) составляет более полутора тысяч МВт (мегаватт). Мощность остальных АЭС варьируется от 12 МВт на АЭС (Билибинская АЭС, Россия) до 1382 МВт (АЭС Фламанвиль, Франция). Строятся блок Фламанвиль мощностью 1650 МВт и АЭС Син-Кори в Южной Корее мощностью 1400 МВт.

Что происходит с рабочим телом

1. Изотермический процесс: при подаче или отводе тепла давление и объем изменяются, и произведение этих значений остается постоянным, а температура остается неизменной.
2. Изобарический процесс: энергия расходуется на изменение температуры и объема, при этом соотношение между объемом и температурой остается постоянным, то есть оба параметра увеличиваются или уменьшаются одновременно.
3. Изохорный процесс: энергия расходуется на изменение давления и температуры, в то время как соотношение между давлением и температурой остается постоянным, то есть оба параметра увеличиваются или уменьшаются одновременно.
4. Адиабатический процесс: газ работает при изменении его внутренней энергии, то есть тепло не подводится и не отводится к рабочему телу, все параметры меняются в зависимости от показателя адиабаты.

Все эти процессы являются частными случаями политропного процесса. Отличный признак разъяснения

Источник: Физика в таблицах и формулах, Трофимова Т.И., 2002, с.94.

Цикл Карно идеален, это модель, в которой отсутствуют такие понятия, как трение, потери при расширении рабочего тела, потери давления при движении рабочего тела и так далее. Есть много рабочих циклов. Это циклы для двигателей внутреннего сгорания (например, дизельный цикл, цикл Отто), циклы для двигателей внешнего сгорания.

Первый закон термодинамики говорит о количественной составляющей теплового цикла. Второй говорит о качестве. Но увидеть потери в реальном цикле на диаграмме давления и объема не так-то просто. Но мы решаем эту проблему.

Итак, если мы проанализируем соотношение изменения тепла во время изотермического расширения, рассматривая цикл Карно как сумму бесконечно малых циклов, мы получим новое значение, которое известно как термодинамическая энтропия.

Этот замкнутый интеграл также называется интегралом Классиуса
вот как можно очень просто аналитически написать второй закон термодинамики.

Что это? Энтропия (S) — это мера случайности движения частиц вещества. Другими словами, очень грубо энтропию можно назвать мерой качества процессов. Когда подводится тепло, энтропия всегда увеличивается, равная или превышающая отношение подводимого тепла к температуре. Это означает, что часть тепла всегда рассеивается, не выполняя никаких действий. Логично, что в идеальном адиабатическом процессе энтропия не меняется. Для цикла, как очевидно, изменение энтропии всегда равно нулю, потому что рабочая жидкость каждый раз перед началом следующего цикла возвращается в исходное состояние со своим начальным значением энтропии.

Откуда взялись реальные термодинамические циклы

Чем выше энтропия, тем ближе система к термодинамическому равновесию. На рисунках предыдущих циклов точки — это координаты различных состояний рабочего тела. Чем больше тепла в системе, тем больше значение энтропии. Чем больше тепла мы отводим, тем меньше энтропии. Вне цикла энтропия достигнет своего максимального значения, и система достигнет равновесия.

Каждому состоянию вещества (каждой точке на диаграммах) соответствуют определенные значения термодинамических параметров. Два из них можно использовать для определения всех остальных. Энтропия как раз такой параметр, как давление, температура и объем. Это то, что нам нужно! Вперед и создавайте новые диаграммы!

Вот как теперь будет выглядеть цикл Карно на ST-диаграмме, то есть такой, в котором каждое состояние вещества может быть ясно показано с использованием значений температуры и энтропии:

Цикл Карно в этом представлении представляет собой нормальный прямоугольник

Площадь на рисунке 1-2-3-4 равна работе, совершаемой рабочим телом, площадь прямоугольника под процессами 2-3 — это тепло, выделяемое в конденсаторе. Таким образом, эффективность — это соотношение между площадями этих фигур. В реальном процессе часть энергии будет тратиться на увеличение энтропии (трение, расширение, быстрые процессы, множество причин) и с помощью TS-диаграммы вы можете наглядно это показать. Увеличится расход тепла, работа останется практически на прежнем уровне, а КПД снизится — смотрите на площадь цифр. Обратите внимание на точки с индексом r — это реальные точки, мы с ними сталкиваемся в реальной жизни.

Цикл Карно, учитывающий потери и тепловыделение

Установками в теплоэнергетике являются паровая турбина (испаряющаяся жидкость, например вода, выступает в качестве рабочего тела) и газовая турбина (определенный газ в качестве рабочего тела; см. Цикл Брайтона). Отличие будет в наличии фазового перехода. Оставляя в стороне многие детали, скажу только, что рассматриваются два агрегатных состояния вещества, которые также включают переходную область между перегретым паром и жидкостью. Вот как это выглядит:

Диаграмма состояния реального вещества для двух фаз

Внутренняя часть «купола», показанная на изображении, представляет собой область фазового перехода между жидким и газообразным состояниями. Зеленая линия — линия кипящей жидкости, фиолетовая линия — линия сухого насыщенного пара (при пересечении этой линии в паре нет влаги). Как видите, при определенном давлении p3 вода не имеет фазового перехода, то есть стадии перехода от жидкости к газу нет. При параметрах, превышающих критические давление и температуру, понятие пара больше не существует, это сверхкритическая жидкость. Для воды критические давление и температура составляют 22064 МПа и 373,95 ° C (в абсолютных единицах 647,1 Кельвина). Во время фазового перехода от жидкости к газу температура не меняется при подаче тепла. Это связано с тем, что переданная рабочему телу энергия расходуется не на повышение температуры, а на разрыв связей в жидкости.

Теперь посмотрим, как будет выглядеть цикл Карно в случае двухфазной среды:

Цикл Карно для реального газа

отлично, но точка 3 находится в области влажного пара, а это значит, что для закачки всего этого объема в секцию 3-4р нам понадобится большой мощный компрессор, потери которого будут значительными. Чтобы этого избежать, мы конденсируем пар до состояния жидкой воды, то есть получаем состояние вещества на зеленой линии. Таким образом, вместо компрессора мы можем использовать относительно миниатюрный конденсатный насос.

Таким образом, мы получили классический цикл Ренкина

с этим уже можно работать, хотя есть один существенный нюанс: точка 2r находится в области влажного пара, что для турбины не очень хорошо. Дело в том, что скорость пара в турбине составляет несколько сотен метров в секунду. Влажный пар содержит капли жидкости, которые повреждают лопатки высокоскоростной турбины. Такая турбина долго не проработает, поэтому нужно снизить влажность пара, чтобы он не бомбил вращающиеся лопасти. Один из способов — перегреть пар и разделить турбину на часть высокого давления и часть низкого давления. Максимальное содержание влажной фазы обычно не превышает 15%.

Цикл Ренкина с перегревом после турбины высокого давления

Теперь лучше. Поэтому мы увеличили среднюю температуру, что положительно скажется на эффективности АЭС, и мы более эффективно использовали тепло. Но из этого цикла можно выжать еще больше, если часть тепла будет возвращена в его части с более низкой температурой. Этот метод называется рекуперацией тепла. То есть из тех участков, где мы уже выжали максимум из рабочего тела, мы можем частично вернуть тепло в цикл. Это позволит уменьшить нагрев воды в парогенераторе и повысить эффективность преобразования тепла в работу.

Кроме того, между частями высокого и низкого давления может использоваться сепаратор, отделяющий влагу от влажного пара, а также разделяющий пар в ступенях турбины между лопатками. Все это увеличивает КПД паротурбинной установки, но КПД еще очень далек от КПД цикла Карно. Из-за естественных потерь в турбине и насосах КПД АЭС редко превышает 34%.

На десерт. Здесь внесены все упомянутые изменения.
Вы можете понять, что к чему?

Внимательный читатель спросит: — Почему бы сразу не перегреть пар перед входом в турбину? Дело в том, что в реакторах с водой под давлением этот метод будет неэффективен. Потребуется снизить давление на входе в турбину или увеличить параметры воды в первом контуре (исследования по этой теме продолжаются, но последние новости зашли в тупик). Параметры современных АЭС выбраны как оптимальные с точки зрения безопасности, теплового КПД и проектных ограничений. В действительности только контроллеры с жидкометаллическим теплоносителем работают на перегретом паре, который может позволить перегреть пар перед входом в турбину.

Неужели КПД АЭС настолько важен

Зачем нужны эти хитрости и высокая эффективность? Почему за несколько десятых балла создаются целые проектные институты и собираются огромные команды специалистов? Дело в том, что каждая небольшая часть повышения эффективности атомной электростанции — это увеличение производства при том же потреблении тепла. Эти цифры кажутся незначительными, поэтому давайте переведем их в наличные.

Допустим, есть две реакторные установки, одна с КПД 33%, а другая — 33,1%. То есть, имея 3200 МВт тепла, первый блок будет обеспечивать 1056 МВт электроэнергии, а второй — 1059,2 МВт. Разница составляет 3,2 МВт. Сколько стоит в рублях?

Цена проданного киловатт-часа для АЭС составляет около 2 рублей. Посчитаем, сколько займет станция через год. 3200 * 365 * 24 * 2 = 56.064.000 р. То есть при увеличении КПД всего на 0,1% вторая станция будет зарабатывать на 56 миллионов больше в год при том же тепловыделении в реакторе!

Крупнейшие атомные электростанции в мире

Спрос на чистую энергию растет. Однако манипуляции с ядерными реакторами и другими критически важными компонентами делают эту форму источника энергии гораздо более опасной, чем любой другой источник.

Благодаря технологическому прогрессу некоторых стран Восточной Азии, здесь расположено большинство крупнейших атомных электростанций. Тем не менее, давайте начнем со списка. Следующий список основан на данных, опубликованных Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ).

АЭС Касивадзаки-Карива (Япония)

В 2010 году японская АЭС достигла установленной мощности 8 212 МВт. Это самая мощная атомная электростанция в мире. И даже после землетрясения 2007 года, когда на станции возникли аварийные ситуации, после всех восстановительных работ (пришлось снизить мощность) этот энергетический гигант остался на первом месте в мире (сегодня это 7965 МВт). После аварии на Фукусиме станция была остановлена ​​для проверки всех систем, а затем перезапущена.

АЭС Брюс (Канада)

Самая крупная атомная электростанция в самой Канаде и на всем североамериканском континенте — это АЭС Брюс. Он был построен в 1987 году на берегу живописного озера Гурон (Онтарио). Станция имеет огромную площадь и занимает более 932 га земли. Его 8 ядерных реакторов обеспечивают общую мощность 6232 МВт, что ставит Канаду на второе место в нашем списке. Следует отметить, что до начала 2000-х годов украинская Запорожская АЭС считалась второй в мире. Но канадцы обошли Украину, сумев «разогнать» свои реакторы до таких высоких скоростей.

АЭС Кори (Южная Корея)

Южнокорейская АЭС Кори — вторая по величине атомная электростанция в Азии и крупнейшая во всей стране Южная Корея, ее общая полезная мощность составляет 6040 МВт. Завод принадлежит и эксплуатируется дочерней компанией KEPCO Korea Hydro & Nuclear Power с момента его первой эксплуатации в 1978 году. Всего на нем 7 действующих реакторных блоков, состоящих из реакторов WH-60 и WH-F малой и средней мощности и реакторов OPR большего размера. 1000 PWR.

В новейшем реакторном блоке используется новейший корейский АПР-1400 электрической мощностью 1400 МВт. Планируется еще три блока с такими же реакторами АПР-1400.

Запорожская АЭС (Украина)

Третья в мире и первая в Европе по мощности — Запорожская АЭС. Станция полностью заработала в 1993 году, став самой мощной во всем бывшем СССР. Суммарная мощность предприятия — 6 000 МВт. Он расположен на берегу Каховского водохранилища недалеко от города Энергодара в Запорожской области. На заводе работает 11,5 тыс. Человек. В свое время, с началом строительства этой станции, весь регион получил мощный экономический импульс, благодаря которому он рос как социально, так и производительно.

АЭС Хануль (Южная Корея)

Эта станция расположена недалеко от города Ульджин в Южной Корее и имеет мощность 5900 МВт. Стоит сказать, что у корейцев есть еще одна АЭС такой же мощности — Ханбит, но Ханул, как ожидается, «не хватит» на рекордные 8700 МВт. В ближайшие 5 лет корейские инженеры обещают закончить работу, и тогда, возможно, в нашем списке появится новый чемпион. Посмотрим.

АЭС Ханбит (Южная Корея)

Южнокорейская электростанция Ханбит (ранее известная как АЭС Юнвань) — одна из шести атомных электростанций в мире мощностью более 5 500 МВт. Его общая полезная мощность составляет 5875 МВт. Расположенная в провинции Чолла-Намдо перед Южной Кореей, электростанция управляется Korea Hydro & Nuclear Power, дочерней компанией KEPKO, крупнейшего поставщика электроэнергии в стране.

Все шесть блоков станции представляют собой реакторы с водой под давлением (PWR), первые два из которых были введены в эксплуатацию в 1986 году, за ними следуют реакторы в 1994, 1995, 2001 и 2002 годах. В 2012 году два реактора были закрыты на восемь недель после воздействия поддельные детали, которые использовались с 2003 года.

АЭС Гравелин (Франция)

Самая мощная станция во Франции — Гравелин. Его полная мощность достигает 5460 МВт. Атомная электростанция построена на берегу Северного моря, воды которого участвуют в процессе охлаждения всех шести реакторов. Франция, как никакая другая страна Европы, развивает собственные технологии и разработки в ядерной сфере и имеет на своей территории самые крупные и мощные атомные электростанции, а это более 50 ядерных реакторов.

АЭС Палюэль (Франция)

Суммарная мощность этого «француза» составляет 5320 МВт. Он также расположен на побережье, но имеет интересную особенность: в непосредственной близости от атомной электростанции находится муниципалитет Палуэль (от которого, собственно, и происходит название электростанции), а значит, почти все 1200 сотрудники станции являются резидентами данного муниципального образования. Поистине «советский» подход к проблеме заселения населения!

АЭС Каттеном (Франция)

В настоящее время Франция является одной из четырех европейских стран, у которых есть атомные электростанции с чистой мощностью более 3000 МВт, другие — Украина, Швеция и Бельгия. Атомная электростанция Каттеном — третья по величине атомная электростанция во Франции, расположенная на Большом Востоке, на реке Мозель.

Станция состоит из четырех реакторов с водой под давлением, каждый из которых имеет электрическую мощность 1300 МВт. Общая полезная мощность АЭС составляет 5200 МВт. Все четыре реактора были построены в период с 1971 по 1991 год и являются относительно современными. Завод принадлежит и управляется Électricité de France SA или EDA, одной из крупнейших энергетических и коммунальных компаний в мире.

АЭС Вулсон (Южная Корея)

Атомная электростанция Вольсонг — одна из немногих атомных электростанций в мире и единственная в Южной Корее, которая работает на реакторах PHWR типа CANDU (тяжелая вода с морской водой), способных работать на различных видах топлива, включая ядерные отходы. Его общая мощность составляет 4598 МВт.

Всего на станции установлено шесть ядерных реакторов, четыре из которых относятся к старым типам PHWR общей мощностью 653 МВт каждый, а два — к новым реакторам с водой под давлением OPR-1000, обозначенным Shin Wolsong-1, 2, которые были введены в эксплуатацию в 2012 и 2015 годах с повышенной электрической мощностью 997 МВт.

АЭС Охи (Япония)

Снова Япония. Четыре ядерных реактора на этой станции производят 4494 МВт. Станция считается одной (если не самой) надежной и не имеет в «послужном списке» ни одного аварийного происшествия или происшествия, связанного с безопасностью. Этот вопрос более чем актуален для Японии после событий на Фукусиме. Скажем так, после того, как все японские АЭС были прерваны для проверки технического состояния после землетрясения, первой вернулась в строй Охи.

АЭС Фукусима Даини II (Япония)

Японская АЭС «Фукусима-Дайни» стала шестой по величине атомной электростанцией в Азии после того, как японская компания Kansai Electric Power Co объявила о планах демонтажа двух оставшихся реакторных блоков на электростанции Оя. Фукусима-Дайни имеет четыре действующих реактора с кипящей водой общей полезной мощностью около 1100 МВт каждый. Его общая мощность составляет 4400 МВт.

После катастрофического цунами, вызванного сильным землетрясением 2011 года, все четыре реактора АЭС Дайни были автоматически остановлены, но впоследствии были успешно восстановлены. Другое более недавнее землетрясение в 2016 году привело к отказу некоторых систем охлаждения реактора.

АЭС Циньшань (Китай)

это вторая по величине атомная электростанция в Китае и восьмая по величине в Азии. Расположенная в городе Циньшань провинции Чжэцзин, станция имеет общую установленную мощность 4 310 МВт и чистую мощность 4 101 МВт. Завод разделен на три фазы; Фаза 1 состоит из небольшого первого в истории отечественного ядерного реактора полезной мощностью 298 МВт.

Пока вторая очередь состоит из реакторов средней мощности с водой под давлением 610 МВт. В 2002–2003 годах в эксплуатацию были введены две чуть более крупные модели PHWR CANDU (фаза 3). Он принадлежит и управляется Qinshan Nuclear Power.

АЭС Palo Verde (США)

Самая мощная атомная электростанция США занимает в нашем списке лишь восьмую строчку. Три реактора на этой станции вырабатывают 4174 МВт мощности. На сегодняшний день это не самый высокий показатель, но эта АЭС по-своему уникальна. Дело в том, что Винтерсберг — единственная в мире атомная электростанция, которая находится не на берегу большого водоема. Техническая «изюминка» этой АЭС заключается в том, что сточные воды из соседних населенных пунктов (например, города Пало-Верде) используются для охлаждения реакторов. Удивляет только решимость американских инженеров, которые вопреки традициям безопасности решили пойти на столь смелый шаг при проектировании этой атомной электростанции.

АЭС Хунъяньхэ (Китай)

Атомная электростанция Хунъянхэ — новейшая и крупнейшая действующая атомная электростанция в Китае. Его мощность 4122 МВт. В настоящее время он имеет четыре реактора CPR-1000, но ожидается, что к 2020 году в эксплуатацию будут введены еще два реактора с более совершенной версией CPR-1000; ACPR1000. Усовершенствованные реакторы будут иметь такие функции, как захват активной зоны и двойная герметизация в качестве дополнительных мер безопасности.

АЭС Ниндэ (Китай)

Атомная электростанция Ниндэ — одна из шести крупнейших атомных электростанций Китая с чистой мощностью более 3000 МВт. Его мощность 4072 МВт. Всего в стране действует 10 энергоблоков. Электростанции Ниндэ и Янцзян играют важную роль в ядерной промышленности Китая, поскольку 80% этих электростанций производятся местными компаниями.

Сейчас строятся три реакторных блока. На втором этапе расширения завода запланированы два дополнительных реактора.

Балаковская АЭС (Россия)

Самая мощная атомная электростанция в России была введена в эксплуатацию в 1985 году. Сегодня ее общая мощность составляет 4000 МВт. Атомная электростанция расположена на берегу Саратовского водохранилища и обеспечивает пятую часть выработки энергии всеми атомными электростанциями России. Персонал станции — 3770 человек. Балаковская АЭС — «пионер» всех исследований ядерного топлива в России. В целом можно сказать, что все новейшие разработки внедрены именно на этой АЭС. И только пройдя здесь практические испытания, получив разрешение на использование на других АЭС России и других стран.

АЭС Янцзян (Китай)

Станция Янцзян имеет мощность 4 000 МВт. Это относительно новая китайская атомная электростанция с четырьмя реакторами с водой под давлением CPR-1000, каждый из которых имеет полезную мощность 1000 МВт. Первый из четырех реакторов был введен в эксплуатацию в 2014 году, а четвертый, последний — в 2017 году.

В 2013 году совместное предприятие Guangdong Nuclear Power объявило о расширении электростанции двумя дополнительными реакторами, которые, как ожидается, будут введены в эксплуатацию в 2018 году. С еще двумя реакторами чистой мощностью 1000 МВт Янцзянская атомная электростанция станет четвертая по величине атомная электростанция в мире.

АЭС Хамаока (Япония)

Станция Хамаока расположена на острове Хонсю в Японии. Мощность этой АЭС — 3617 МВт. На сегодняшний день в эксплуатации находятся 3 реактора из 5, остальные 2 закрыты в связи с техническими работами, направленными на повышение безопасности и защиту от стихийных бедствий. И даже после Фукусимы японцы демонстрируют высокий профессионализм и организованность по отношению не только к себе, но и ко всему миру.

Мобильная ядерная энергетика: от батарейки до ПАТЭС

Развитие атомной энергетики продолжается, и одним из самых интересных ее направлений является создание компактных и мобильных электростанций. Они имеют значительные преимущества перед традиционными стационарными атомными электростанциями и могут использоваться в различных областях. За последние годы в России было разработано несколько подобных проектов, самый известный из которых уже введен в эксплуатацию.

Плавучая электростанция

22 мая 2020 года первая отечественная плавучая атомная электростанция (ПАТЭС) «Академик Ломоносов», пр. 20870. Станция установлена ​​в порту Певек (Чукотский автономный округ). В декабре прошлого года он подал первую электроэнергию в местные электросети, а в июне началась подача тепла.

Основным элементом плавучей АЭС является плавучий энергоблок — несамоходное судно специальной конструкции водоизмещением более 21,5 тыс. Тонн. Энергоблок оборудован двумя реакторами КЛТ-40С и двумя паровыми турбинами. «Академик Ломоносов» может производить электроэнергию и пар для отопления, а также осуществлять опреснение морской воды.

Энергоблок управляется совместно со специальными наземными сооружениями. От льда его защищает специальный пирс. На берегу также есть инфраструктура для передачи электроэнергии и пара в местные распределительные сети.

«Академик Ломоносов» в порту Певек. Фото Росатома

Максимальная мощность новой плавучей атомной электростанции — 70 МВт. Максимальная тепловая мощность 145 Гкал / ч. Утверждается, что этих характеристик достаточно, чтобы на каждые 100 000 жителей приходилось одно поселение. Любопытно, что все население Чукотского автономного округа вдвое меньше и есть серьезный резерв по мощности.

«Академик Ломоносов» сможет проработать до 35-40 лет. Ежегодное техническое обслуживание и ремонт можно производить «на лету». После 10-12 лет эксплуатации на заводе требуется средний ремонт, после которого энергоблок может вернуться к швартовке и продолжить выработку электроэнергии.

Росатом уже предлагает новый проект ПАТЭС с улучшенными характеристиками. Заменив два блока КЛТ-40С на продукцию РИТМ-200, можно увеличить выработку до 100 МВт и улучшить другие параметры.

Пока что на проспекте 20870 построена только плавучая электростанция, которая снабжает электроэнергией отдаленный регион. В то же время ряд зарубежных стран уже проявили интерес к российским плавучим атомным электростанциям, и в ближайшее время могут появиться королевские заказы. Россия довольно активна в «торговле» наземными стационарными атомными электростанциями, и теперь экспорт может увеличиваться за счет плавучих станций.

Бетавольтаическая батарея МИСиС. Фото НИТУ «МИСиС

Карманный энергоблок

Заметные результаты были также получены в области сверхкомпактных силовых установок. Поэтому в последние годы Национальный исследовательский технологический университет «МИСиС» работает над «ядерной батареей», так называемым бета-вольтовым источником тока на основе никеля-63. Первый прототип такого устройства был представлен в 2016 году и был дополнительно усовершенствован.

Принципы бетавольтаической системы довольно просты. Батарея содержит радиоактивный элемент, который распадается на частицы. Последние попадают на полупроводниковый преобразователь, что приводит к образованию электрического тока. Используя различные делящиеся материалы, конфигурации полупроводников и т.д., можно создавать батареи с разными характеристиками.

МИСиС «Ядерные батареи» имеют интересную конструкцию. Этот элемент содержит 200 слоев никеля-63 толщиной 2 мкм, разделенных 10-микронными алмазными преобразователями. Последние имеют трехмерную микроканальную структуру, которая позволяет практически полностью поглощать образующиеся β-частицы.

Готовая батарея имеет минимальные габариты — не более 3-4 мм с учетом корпуса. Вес — 0,25 г. При этом производительность снижается одинаково. Электрическая мощность всего 1 мкВт. Однако новый продукт МИСиС выгодно отличается от других разработок большей эффективностью и меньшими затратами. Кроме того, он может обеспечивать электроэнергию на многие десятилетия.

Мобильный энергоблок ТЭЦ-3 — одна из первых разработок такого класса. Фото с Wikimedia Common

В настоящее время отечественная бета-гальваническая «ядерная батарея» становится предметом публикаций в научных журналах, и в настоящее время проводятся международные патентные мероприятия. В будущем такие устройства могут быть реализованы на практике. Основной областью применения будут различные исследовательские и специальные устройства с низким энергопотреблением и высокими требованиями к продолжительности эксплуатации. Например, это может быть оборудование для морских или космических исследований.

Раньше пытались внедрить ядерные источники энергии в медицину, но от них пришлось отказаться из-за негативных побочных эффектов. Новая версия аккумулятора не угрожает здоровью человека, благодаря чему может использоваться в неврологических и кардиостимуляторах, различных имплантатах и ​​т. Д

Малогабаритные мобильные

Раньше в нашей стране создавались малые атомные электростанции на самоходных или буксируемых шасси. Так что ни один подобный проект не дошел до серийного производства и использования. Несколько лет назад стало известно о возобновлении этого направления.

В сентябре 2017 года в национальных СМИ появилась информация о начале работ по двум новым малым атомным электростанциям (МАЭУ). Разработка ведется по заказу Минобороны и предполагает строительство энергоблоков мощностью 100 кВт и 1 МВт. Они должны быть построены на буксируемой раме, которая дает возможность быстро перемещать и развертывать их в новом месте.

Мобильная атомная электростанция «Памир-630Д» — проект советских времен. Рисунок Tehnoomsk.ru

утверждалось, что разработка двух MAEU займет ок. 6 лет. Назначение таких продуктов не разглашается, но есть оценки их возможного использования для питания удаленных военных или гражданских объектов. Кроме того, высказывались предложения о возможном использовании МАЭУ в составе перспективных энергоемких систем вооружения. В начале 2018 года были анонсированы принципиально новые образцы, и мобильные электростанции могли их интегрировать.

Прошло почти три года с момента первых отчетов IEAU о разработке для Министерства обороны, а новых подробностей так и не появилось. Возможно, следующая новость появится позже, ближе к указанной дате завершения. Однако нельзя исключать и другой сценарий: проект мог быть завершен, а значит, никаких новостей ждать не приходится.

Безопасность АЭС

После чернобыльской катастрофы 1986 года и катастрофы на Фукусиме в 2011 году слова «атомная электростанция» вызывают у людей страх и панику. Ведь современные АЭС оснащены по последнему слову техники, разработаны специальные правила безопасности и в целом защита АЭС состоит из 3-х уровней:

На первом уровне должна быть обеспечена нормальная работа АЭС. Безопасность АЭС во многом зависит от правильно выбранной площадки для размещения АЭС, от грамотно созданного проекта и выполнения всех условий для строительства здания. Все должно соответствовать правилам, инструкциям по технике безопасности и планам.

На втором уровне важно не допустить, чтобы нормальная работа АЭС перешла в аварийную ситуацию. Для этого есть специальные приборы, которые следят за температурой и давлением в реакторах и сообщают малейшие изменения показаний.

Если первый и второй уровни защиты не сработали, используется третий: немедленное реагирование на чрезвычайную ситуацию. Датчики фиксируют происшествие и реагируют самостоятельно: реакторы выключаются, источники излучения размещаются, активная зона охлаждается, происшествие регистрируется.

Конечно, атомная электростанция требует особого внимания к системе безопасности, как на этапе строительства, так и на этапе эксплуатации. Несоблюдение строгих правил может привести к очень серьезным последствиям, но сегодня большая часть ответственности за безопасность АЭС ложится на информационные системы, а человеческий фактор практически полностью исключен. Принимая во внимание высокую точность современных станков, вы можете быть уверены в безопасности атомных электростанций.

Специалисты уверяют, что получить большую дозу радиоактивного излучения невозможно при стабильной работе современных атомных электростанций или в непосредственной близости от них. Работники АЭС, которые, кстати, ежедневно измеряют уровень получаемой радиации, также не подвергаются большему облучению, чем обычные жители крупных городов.

АЭС – мощный базовый источник энергии

Интенсивное развитие ядерной энергетики можно рассматривать как одно из средств борьбы с глобальным потеплением. Например, по оценкам экспертов, атомные электростанции в Европе избегают выбросов около 700 миллионов тонн CO2 ежегодно. Ежегодно действующие в России атомные электростанции предотвращают выброс в атмосферу около 210 миллионов тонн углекислого газа. Таким образом, ядерная энергия, являясь мощным основным источником производства электроэнергии, способствует декарбонизации.