Меню

Мощность ядерного реактора формула

Как работает АЭС. Часть 1. Реактор

Начинаю короткую серию научно-популярных уроков об устройстве атомных электростанций, базирующихся на реакторе типа ВВЭР. Информацию постараюсь донести очень простым языком при помощи большого количества картинок и короткой описательной части к каждой из них. Представленная информация является обобщенной для станций с водо-водяными реакторами и не ссылается на какой-либо конкретный проект, так что возможны несоответствия, однако, основная часть текста ориентируется на проект АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200.

Каждый из уроков будет логическим продолжением предыдущего с точки зрения технологии работы атомной станции и сегодня рассмотрим устройство ядерного реактора.

Как работает АЭС. Часть 1. Реактор.

Любой водо-водяной ядерный энергетический реактор имеет стальной корпус, в котором располагается внутрикорпусное оборудование. Ниже фото корпуса.

Рисунок 1. Фото корпуса реактора

Конечно, нет производственных мощностей для создания такой цельнокованой громадины, поэтому корпус сварной и состоит из отдельных обечаек. Обозначил их цифрами.

Рисунок 2. Обечайки корпуса реактора

Коротко о каждой из них:
1) Эллиптическое днище
2) Нижняя обечайка
3) Верхняя обечайка
4) Опорная обечайка. Уже интереснее. На ней есть бурт, на котором реактор “крепится и висит” в шахте реактора. Крепится на опорной ферме бетонной шахты, в которой располагается реактор.

Рисунок 3. Бурт опорной обечайки

Ниже красным выделил место крепления бурта опорной обечайки и бетонной шахты реактора, в которой он располагается.

Рисунок 4. Реактор в шахте

Далее про обечайки.
5) Нижняя обечайка зоны патрубков
В ней располагаются патрубки для входа теплоносителя(воды) в реактор. Патрубков в сумме 4. Фото ниже.

Рисунок 5. Нижняя обечайка зоны патрубков

Почему 4 входа теплоносителя в реактор? Потому что один реактор работает на 4 парогенератора.

Рисунок 6. В центре реактор и 4 пары из парогенератора и главного циркуляционного насоса качающего воду.

Вход и выход воды в реакторе осуществляется с 4 направлений. Сложно сделать один большой парогенератор(о нем в следующем уроке) и поэтому сделано 4 маленьких.
6) Верхняя обечайка зоны патрубков.
Такая же, что и нижняя, но для выхода теплоносителя наружу уже нагретой воды из реактора. Так же в ней есть 4 патрубка для САОЗ (в следующих уроках, в двух словах в случае аварии через них реактор зальют дополнительной водой с поглощающей ядерную реакцию добавкой) и один патрубок для контрольно-измерительных приборов.

Рисунок 7. Верхняя обечайка зоны патрубков. Стрелкой указан патрубок для САОЗ

7) Фланец корпуса.
К нему крепится крышка реактора (блок верхний) при помощи шпилек. При необходимости крышку (далее блок верхний) снимают для доступа к активной зоны реактора(ремонт, перегрузки топлива).
Так же на нем есть кольцо упорное, для восприятия радиальной нагрузки. Простыми словами, за него реактор держится с шахтой так, чтобы он не вращался вокруг своей оси, а упорное, повторюсь, для того чтобы реактор не падал вниз.

Рисунок 8. Фланец корпуса.

Рисунок 9. Красное – кольцо упорное и упорная ферма шахты, на которой держится реактор. Синее – опорное кольцо с опорной фермой.

Для целостности картины далее фото реактора с верхним блоком.

Рисунок 10. Серая часть – блок верхний

Внутри корпуса между верхней и нижней обечайкой патрубков приварено разделительное кольцо. Оно “прислоняется” к шахте внутрикорпусной (не бетонная, уже внутри корпуса) и не позволяет воде из нижнего патрубка напрямую попасть в верхний, а вынуждена идти через всю активную зону.

Рисунок 11. Кольцо разделительное.

С корпусом разобрались, теперь об оборудовании внутри корпуса.
Сначала в корпус помещают шахту внутрикорпусную, которая нужна для обеспечения правильной циркуляции теплоносителя в реакторе, защиты корпуса от изучения, на ней устанавливаются хвостовики тепловыделяющих сборок и в принципе в ней уже находится остальное оборудование. У меня она вызывает ассоциации с нательной рубашкой реактора, не знаю почему.
Шахта имеет перфорации (дырки). Через которую теплоноситель попадает внутрь шахты и выходит наружу к выходным патрубкам корпуса.

Рисунок 12. Шахта реактора. Синим указана перфорация.

Снизу шахты есть плита с опорами, на которые “ставятся, крепятся” хвостовики ТВС.

Рисунок 13. Корпус и шахта. Захватил ещё выгородку, о ней дальше. Красное – опоры.

Вот опоры ближе. Плита выше эллиптического днища, а в ней опоры, которые перфорированы. Сверху они крепят тепловыделяющие сборки (далее – ТВС) за хвостовики. Перфорация нужна, так как теплоноситель движется снизу вверх сквозь, собственно, опоры и попадает на ТВС. Далее я покажу движение теплоносителя.
Выше опор внутри шахты устанавливается выгородка, которая состоит из 4 колец.

Рисунок 14. Выгородка.

Ниже реальное фото. Видно шахту, снизу опоры шахты и выгородку

Рисунок 15. Фото выгородки с шахтой.

Зачем она нужна? Во-первых она формирует правильную геометрию активной зоны реактора. Реактор цилиндрический, а ТВС с топливом шестигранные. Она своего рода переходник от “круглого к квадратному”. Так же она защищает стенки корпуса от излучения от активной зоны. Сама выгородка при этом нагревается от излучения топлива и для охлаждения в ней есть каналы, по которым движется охлаждающий её теплоноситель.

Рисунок 16. Выгородка. Красное – труба для закрепления в шахте, синие – каналы для охлаждения

Теперь можно загружать топливо. Оно находится в ТВС (тепловыделяющая сборка).

ТВС состоит из твэлов (тепловыделяющий элемент), грубо говоря, ТВС это сваренные твэлы в один пучек.

Рисунок 18. Элементы ТВС.

ТВС состоит из головки, которая сверху подпирается блоком защитных труб от всплытия, а так же при загрузке/выгрузке обеспечивает сцепку с перегрузочными аппаратами. Нижняя часть – хвостовик, который ставится в опору шахты и обеспечивает правильное расположение ТВС.
Чертеж твэла ниже.

Читайте также:  Тепловая мощность трубы 50мм

Рисунок 19. Твэл.

Простыми словами это бесшовная трубка с топливными таблетками (3) и пружиной (5), которая их поджимает.
В некоторых ТВС есть каналы, в которых располагаются не твэлы, а стержни СУЗ, необходимые для регуляции ядерной реакции. Для понижения ядерной реакции СУЗы опускаются в активную зон, а для повышения – наоборот.
Отдельных стержней СУЗ в активной зоне нет, только в составе ТВС. Фото, к сожалению, не нашел.
Далее ТВС и выгородку накрывает блок защитных труб.

Рисунок 20. Фото блока защитных труб.

Стенки у корпуса перфорированные, чтобы теплоноситель проходил насквозь.
Сам он представляет из себя трубы, в которых находятся штанги приводов, которые двигают СУЗы и контрольно-измерительные приборы. Название говорит само за себя, трубы защищают это дело от воздействия давления и излучения реактора.

Рисунок 21. Чертеж блока защитных труб

И в конце все это дело накрывается верхним блоком.

Рисунок 22. Блок верхний.

Он состоит из крышки, которая крепится к фланцу корпуса и обеспечивает герметичность внутри реактора, патрубков для штанг СУЗ и систем контрольно-измерительных приборов. Иными словами, эти патрубки – продолжение от блока защитных труб.

Рисунок 23. Чертеж блока верхнего

В нем же располагается привода двигающие СУЗ и прочая электроника. В самом верху есть траверса для захвата при снятии верхнего блока с целью ремонта или перегрузок.
И на конец чертеж со всем оборудованием.

Рисунок 24. Цельный чертеж реактора.

И теперь как движется теплоноситель. Он попадает через входной патрубок, движется вниз между корпусом и шахтой (вверх не идет, так как там ему преграждает путь разделительное кольцо, проходит через перфорацию в шахте снизу, движется вверх через перфорацию в опорах, попадает в активную зону, где его нагревают ТВС, далее движется вверх до блока защитных труб, выходит через перфорацию в стенках его корпуса, далее через перфорацию в шахте в области верхнего выходного патрубка и выходит через верхний патрубок.
На этом касательно реактора всё.

Cпасибо всем за внимание. Хотелось бы воспользоваться возможностью и прорекламировать канал в телеграме, который я недавно создал. Большие статьи буду выкладывать и здесь, но там будут так же мои небольшие заметки касательно атомной энергетики.
https://t.me/tiny_atom_page

А я поддержу начинание автора. Пусть пилит посты о реакторах дальше. Начнет с описания ВВЭР, продолжит различиями РБМК и БН, завершит исследовательскими, плаву… Читать ещё

Автор, вот реакторы ВВЭР описаны уже в тысяче статей и презентаций того же РосАтома со всеми подробностями. На пикабу также были не раз подобные темы. Почему б… Читать ещё

Источник



Мощность реактора. Диапазоны мощности

date image2015-01-21
views image4432

facebook icon vkontakte icon twitter icon odnoklasniki icon

Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов — наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.

В течение всей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределения энерговыделения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору необходимо:

— строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;

— соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);

— ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;

— не допускать разбаланса между энерговыделением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;

— обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.

Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:

а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток qF с поверхности ТВЭЛов FТВЭЛ:

qF=Np/FТВЭЛ, Вт/м 2 ;

б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю

Np=aFТВЭЛ(tобtт);

в) мощностью, отводимой теплоносителем от активной зоны

Np=Gсp (tвыхtвх),

где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру tоб к теплоносителю, имеющему температуру tт; tвых, tвх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G – расход теплоносителя первого контура через реактор, сp теплоемкость теплоносителя.

Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.

При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. В настоящее время пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.

В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает — он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:

Читайте также:  Мощность инверторного сварочного аппарата ресанта 250

где qкр – критический тепловой поток, Вт/м 2 ; kv – объемный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м 2 .

В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10 6 Вт/м 2 и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.

Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объемного кипения, что возможно, например, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, необходимо, прежде всего, не допускать объемного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.

Таким образом, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.

Как известно, мощность реактора определяется энерговыделением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделение зависит от количества делений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это деление. Количество выделяющегося тепла в единице объема активной зоны описывается следующими выражением:

где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, т.е. мощность в единице объема, кВТ/см 3 ;

– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см 2 с;

– макроскопическое эффективное поперечное сечение деления 235 U, 1/см.

На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как

где Vаз – объем активной зоны, см 3 .

В выражении (8.29) числитель определяет количество делений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.

Поскольку Np

Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.

Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора — она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Они одновременно служат датчиками для определения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью

где п плотность нейтронов, а Т — период реактора.

При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.

В зависимости от плотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольг. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.

Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.

Тепловую мощность можно рассчитать:

а) по параметрам первого контура

б) по параметрам второго контура

в) по расходу пара из парогенераторов

где GI – расход теплоносителя первого контура, кг/с; DПВ, DПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; hвых, hвх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; hпар, hПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;

При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР необходимо также учитывать все входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).

Источник

Электрическая мощность атомной электростанции в России

Атомная электростанция по своей сути ничем не отличается от ТЭС кроме как топливом. Для выработки энергии на АЭС используется ядерное топливо природного или искусственного происхождения. К природным можно отнести уран, добытый в глубоких шахтах естественным путем, а искусственным можно считать вторичное сырье, прошедшее специальную обработку. С точки зрения химии искусственным топливом может быть металлическая или карбидная, оксидная или нитритная, а возможно и смешанное.

Атомная электростанция мощностью 1000 имеет КПД 20

Электрическая мощность атомной электростанции — формула

Так как наше государство является одним из шести стран, где добывается львиная доля урана, то и основным топливом для АЭС в России является данный элемент.

Принцип работы

После трагических событий на Чернобыльской АЭС средства массовой информации активно распространялись слухи и внушали в подсознание граждан, будто любая электростанция, производящие энергию на атомном топливе рано или поздно приведет к взрыву и негативное воздействие на людей и окружающую среду. Самая высокая мощность электростанции в России вырабатывается на Балаковской установке. Но многие ученые утверждают, что вероятность взрыва или любого другого вреда от Балаковской АЭС не больше чем от любого промышленного, производственного предприятия. Всё дело в том, что для выработки энергии необходимо тепло, которое получают в результате цепного ряда действия и реакции деление на атомы одного из вариантов ядерного топлива, чаще всего это Уран. Этот процесс считается основным рабочим на всей территории любой АЭС.

Читайте также:  Какую мощность надо развить чтобы поднять тело массой 5 кг

Типы реактивных двигателей

Все установки делятся на категории по используемому топливу для выработки энергии, по теплоносителю, замедлители, которая контролирует весь процесс проведения реакции. Для того чтобы показывать высокий уровень результативности, многие реакторы используют облегченную воду в виде Пара которая воздействует двумя разными способами.

Какова электрическая мощность атомной электростанции?

Первый способ это подача теплого пара непосредственно в активной зоне. Уровень температуры такого энергоблока очень высок, в народе его называют кипящим блоком. Второй зависит от графитных материалов, с помощью которых вырабатывается газ, позволяющий отслеживать всю работу системы. На таком типе работы существует Балаковская станция.

История развития и строительства АЭС

Первым вариантом использования ядерного топлива для выработки энергии был осуществлен в лаборатории на территории Айдахо (вначале 1950-х, в США). Прототип выдавал мощность, которой хватало для работы четырёх ламп накаливания по 200Вт каждая. В ходе разработок, такая система смогла обеспечить электричеством уже целое сооружение в несколько этажей. Пройдя сотни исследований и реакций, только в 1955 году такой реактор был подключен к целой сети, прославив город Арко по всему миру, как место расположения первого на свете реактора на ядерной энергии.

Установленная мощность электростанций России

Но в то время, пока американцы проводили опыты и наблюдения, русские запустили на год раньше в 1954 году в городе Обнинске (СССР, Калужская область) атомной электростанции с мощностью в несколько раз большей. Именно с этого момента началось активное развитие производства атомной энергетики россиян. Далее, спустя пару-тройку лет стали возводиться атомные станции как грибы, в течение следующих 10−15 лет советские граждане возвели 17 атомных станций.

Энергетические выработки ядерной системы

Какова электрическая мощность атомной электростанции? На этот вопрос невозможно ответить однозначно, так как все АЭС в России имеют самые различные мощности от 48 мВт и до 4000 мВт. Последняя цифра достигается, в случае если атомная электростанция мощностью 1000 имеет по 4 реактора. Основное их количество работает на водяной системе, именуемой ВВЭР. Такой тип реактора самый распространенный в нашей стране (всего насчитывает порядка 18 единиц), из них с тысячной цифрой — 12 единиц. Не исключается также использование и кипящих систем канального типа. Таких реакторов в РФ всего 15.

Вода применима не только для энергетической или гетерогенной системы работы реактора, но и для водо-водяной или корпусной. Также, с помощью воды реактор во взаимодействии с тепловыми нейронами может быть применим как отражатель и замедлитель, а возможно и теплоноситель нейтронов.

Кстати, атомная электростанция мощностью 1000 имеет (кпд 20), с каждым реактором по 1000 мВт, является наиболее распространенной моделью не только в нашем государстве, но и в мире. Такого типа сооружений 7% в мире от общего количества.

Разновидности дизельных ЭС

Дизельная электростанция с мощностью необходимой под индивидуальные нужды является отличным вариантом для обеспечения электричеством отдаленного селения или конкретного дома от линий электропередач. Нередко сельские жители и владельцы кафе, магазинов предпочитают иметь дома и по необходимости устанавливать дизельный агрегат для выработки света на случай экстренных условий или общего отключения линейного электричества.

Приобретая такое изделие за не малые деньги, необходимо заранее определиться:

  • нужна подстанция передвижная или стационарная;
  • каков КПД (коэффициент полезного действия) необходим для подключения всего самого необходимого;
  • какой расход топлива и достаточно ли он экономно употребляется системой;
  • сверить комплектацию.

Средняя мощность для типичного дома без электроотопления и чрезмерного потребления составляет 5 кВт, а вот если необходимостей гораздо больше — то обеспечит электрическое отопление в зимний период.

Разновидности ЭС и их приоритеты

Установка дизельной станции преимущественно экономична (относительно бензиновой). А вот потребляет сырья для работы почти в 2 раза меньше, но выдает КПД станция, равнозначный по объему, как для дизельной, так и для бензиновой системы.

Наиболее экономичным способом организовать освещение в доме — это установить солнечные электростанции мощностью от 2 кВт и выше. Стоит заметить, что основой работы является яркое солнце, попадающее внутрь. Солнечная система, вполне может обеспечить собственные жилые помещения светом только в случае яркого солнечного дня.

Каковы масштабы выработки электроэнергии в РФ

Российская Федерация уверенно движется вперед по развитию своей энергетики, к тому же это позволяет делать наличие продуктивно работающих урановых шахт. Ввиду активного роста, все энергетические системы объединены в географические группы. В сотрудничестве с европейскими странами действуют 7 ОЭС, одновременно работают 6 энергетических объединений на территории всего государства: Центр, Урал, Волга, Сибирь, Северо-Запад и Юг. В дополнение имеется параллельная структура Востока, электрическая мощность этой электростанции транзитом обеспечивается Сибирским направлением.

Большой расход тепловой энергии КВТ в сутки

В 2016 году на учет принято объединения Севастополя (Крым). На начало 2017 года в нашей стране действует порядка 700 электрических станций с разным видом обеспечения жизнедеятельности. А установленная мощность электростанций России за прошлый год отметку в 236 ГВт.

Если вы нашли ошибку, пожалуйста, выделите фрагмент текста и нажмите Ctrl+Enter.

Источник