En iyilerinden biri küresel sorunlar insanlık enerjidir. Sivil altyapı, sanayi, askeri güçlerin tümü büyük miktarda elektriğe ihtiyaç duyar ve bunu üretmek için yılda bir ton maden tahsis edilir. Sorun şu ki, bu kaynaklar sonsuz değil ve şimdi durum az çok istikrarlıyken, geleceği düşünmeniz gerekiyor. Alternatif, temiz elektriğe büyük umutlar bağlandı, ancak uygulamanın gösterdiği gibi, sonuç istenenden çok uzak. Güneş veya rüzgar santrallerinin maliyetleri çok büyüktür ve enerji miktarı minimumdur. İşte bu yüzden nükleer santraller, daha fazla gelişme için en umut verici seçenek olarak görülüyor.

nükleer santral geçmişi

Atomun elektrik üretmek için kullanımına ilişkin ilk fikirler, SSCB'de XX yüzyılın 40'lı yıllarında, bu temelde kendi kitle imha silahlarının yaratılmasından neredeyse 10 yıl önce ortaya çıktı. 1948'de bir nükleer santralin çalışma prensibi geliştirildi ve aynı zamanda dünyada ilk kez cihazlara atom enerjisinden güç verildiği ortaya çıktı. 1950'de Amerika Birleşik Devletleri küçük bir nükleer reaktör, o zaman bu tür gezegendeki tek elektrik santrali olarak kabul edilebilir. Doğru, deneyseldi ve sadece 800 watt güç üretti. Aynı zamanda, SSCB'de dünyanın ilk tam teşekküllü nükleer santralinin temeli atılıyor, ancak işletmeye alınmasından sonra hala endüstriyel ölçekte elektrik üretmedi. Bu reaktör daha çok teknolojiyi geliştirmek için kullanıldı.

O andan itibaren, dünya çapında devasa nükleer santrallerin inşası başladı. Bu "yarışta" geleneksel liderlere ek olarak, ABD ve SSCB, ilk reaktörler ortaya çıktı:

• 1956 - Büyük Britanya.
• 1959 - Fransa.
• 1961 - Almanya.
• 1962 - Kanada.
• 1964 - İsveç.
• 1966 - Japonya.

Yapılan nükleer santrallerin sayısı Çernobil felaketine kadar sürekli arttı, ardından inşaatlar donmaya başladı ve yavaş yavaş birçok ülke nükleer enerjiden vazgeçmeye başladı. Şu anda, bu tür yeni enerji santralleri esas olarak Rusya ve Çin'de ortaya çıkıyor. Daha önce başka bir enerji türüne geçmeyi planlayan bazı ülkeler kademeli olarak programa geri dönüyor ve yakın gelecekte nükleer santrallerin inşasında yeni bir atılım mümkün. Bu, en azından enerji üretimi için diğer verimli seçenekler bulunana kadar, insanlığın gelişiminde zorunlu bir aşamadır.

Nükleer gücün özellikleri

En önemli artı, minimum yakıt tüketimi ve neredeyse hiç kirlilik olmadan büyük miktarda enerji üretilmesidir. Bir nükleer santralde bir nükleer reaktörün çalışma prensibi basit bir buhar motoruna dayanır ve ana unsur olarak su kullanır (yakıtın kendisini saymaz), bu nedenle ekoloji açısından zarar minimumdur. Bu tip bir elektrik santralinin potansiyel tehlikesi büyük ölçüde abartılmıştır. Çernobil felaketinin nedenleri henüz güvenilir bir şekilde belirlenmemiştir (daha fazlası aşağıdadır) ve dahası, soruşturma sırasında toplanan tüm bilgiler, radyasyon emisyonları için olası olmayan seçenekler bile hariç, mevcut istasyonların modernize edilmesini mümkün kılmıştır. Çevreciler bazen bu tür istasyonların güçlü bir termal kirlilik kaynağı olduğunu söylüyorlar, ancak bu aynı zamanda tamamen doğru değil. Gerçekten de, ikinci devreden gelen sıcak su rezervuarlara girer, ancak çoğu zaman bunun için özel olarak oluşturulmuş yapay versiyonları kullanılır ve diğer durumlarda, sıcaklıktaki böyle bir artışın payı diğer enerji kaynaklarından kaynaklanan kirlilikle karşılaştırılamaz.

Yakıt sorunu

Yakıt - uranyum-235 - nükleer santrallerin popülaritesinde önemli bir rol oynar. Eşzamanlı büyük bir enerji salınımı ile diğer türlerden çok daha az gereklidir. Bir nükleer santral reaktörünün çalışma prensibi, bu yakıtın çubuklara yerleştirilmiş özel "peletler" şeklinde kullanılmasını ima eder. Aslında, bu durumdaki tek zorluk, sadece böyle bir şekil yaratmaktır. Bununla birlikte, son zamanlarda mevcut dünya rezervlerinin de uzun bir süre yeterli olmayacağına dair bilgiler ortaya çıkmaya başladı. Ama bu zaten sağlanıyor. En yeni üç devreli reaktörler, çok fazla olan uranyum-238 üzerinde çalışıyor ve yakıt kıtlığı sorunu uzun süre ortadan kalkacak.

İki devreli bir nükleer santralin çalışma prensibi

Yukarıda belirtildiği gibi, geleneksel bir buhar motoruna dayanmaktadır. Kısacası, bir nükleer santralin çalışma prensibi, suyu birincil devreden ısıtmaktır, bu da ikincil devredeki suyu buhar durumuna ısıtır. Jeneratörün elektrik üretmesinin bir sonucu olarak kanatları döndürerek türbine doğru çıkıntı yapar. “Atık” buhar, kondensere girer ve tekrar suya dönüşür. Böylece pratik olarak kapalı bir çevrim elde edilir. Teoride, tüm bunlar sadece bir devre kullanarak daha da kolay çalışabilir, ancak bu zaten gerçekten güvensizdir, çünkü teorik olarak içindeki su kirlenebilir, bu da çoğu nükleer santral için bir sistem standardı kullanıldığında hariç tutulur. birbirinden izole su döngüleri.

Üç devreli bir nükleer santralin çalışma prensibi

Bunlar uranyum-238 ile çalışan daha modern enerji santralleridir. Rezervleri dünyadaki tüm radyoaktif elementlerin %99'undan fazlasını oluşturmaktadır (dolayısıyla büyük kullanım beklentileri). Bu tip bir nükleer santralin çalışma prensibi ve tasarımı, üç devrenin varlığından ve sıvı sodyumun aktif kullanımından oluşur. Genel olarak, her şey aynı kalır, ancak küçük eklemelerle. Doğrudan reaktörden ısıtılan ilk devrede, bu sıvı sodyum yüksek sıcaklıkta dolaşır. İkinci daire birinciden ısınır ve aynı sıvıyı kullanır, ancak çok sıcak değildir. Ve ancak o zaman, zaten üçüncü devrede, ikinciden buhar durumuna ısınan ve türbini döndüren su kullanılır. Sistemin teknolojik olarak daha karmaşık olduğu ortaya çıkıyor, ancak böyle bir nükleer santralin yalnızca bir kez inşa edilmesi gerekiyor ve bundan sonra geriye sadece emeğin meyvelerinin tadını çıkarmak kalıyor.

Çernobil

Çernobil nükleer santralinin çalışma prensibinin felaketin ana nedeni olduğuna inanılıyor. Resmi olarak, olanların iki versiyonu var. Sorun, reaktör operatörlerinin yanlış hareketlerinden birer birer ortaya çıktı. İkincisine göre - santralin başarısız tasarımı nedeniyle. Bununla birlikte, Çernobil nükleer santralinin çalışma prensibi, bu güne kadar düzgün çalışan bu tip diğer santrallerde kullanıldı. Tekrarlanması neredeyse imkansız olan bir kaza zincirinin meydana geldiğine inanılıyor. Bu, o bölgedeki küçük bir deprem, bir reaktörle yapılan bir deney, yapının kendisindeki küçük problemler vb. Birlikte, bu patlamaya neden oldu. Bununla birlikte, reaktörün gücünde böyle olmaması gerekirken keskin bir artışa neden olan neden hala bilinmiyor. Olası bir sabotaj hakkında bile bir görüş vardı, ancak bu güne kadar bir şey kanıtlamak mümkün olmadı.

fukuşima

Bu, bir nükleer santrali içeren küresel bir felaketin başka bir örneğidir. Ve bu durumda da sebep bir kazalar zinciriydi. İstasyon, Japon kıyılarında nadir olmayan depremlerden ve tsunamilerden güvenilir bir şekilde korunmuştur. Çok az kişi bu iki olayın aynı anda olacağını hayal edebilirdi. Fukushima NPP jeneratörünün çalışma prensibi, tüm güvenlik kompleksini çalışır durumda tutmak için harici enerji kaynaklarının kullanımını varsaymıştır. Bu makul bir önlemdir, çünkü bir kaza sırasında tesisin kendisinden enerji elde etmek zor olacaktır. Deprem ve tsunami nedeniyle, tüm bu kaynaklar arızalandı, reaktörler eridi ve bir felaket meydana geldi. Şimdi hasarı ortadan kaldırmak için önlemler alınıyor. Uzmanlara göre bu 40 yıl daha sürecek.

Tüm etkinliğine rağmen, atom enerjisi hala oldukça pahalıdır, çünkü bir nükleer santralin buhar jeneratörünün ve diğer bileşenlerinin çalışma prensipleri, telafi edilmesi gereken büyük inşaat maliyetleri anlamına gelir. Şimdi kömür ve petrolden elde edilen elektrik hala daha ucuz, ancak bu kaynaklar önümüzdeki on yıllarda tükenecek ve önümüzdeki birkaç yıl içinde nükleer enerji her şeyden daha ucuz olacak. Şu anda alternatif enerji kaynaklarından (rüzgar ve güneş enerjisi santralleri) çevre dostu elektrik yaklaşık 20 kat daha pahalı.

Nükleer santrallerin çalışma prensibinin bu tür santrallerin hızlı bir şekilde inşasına izin vermediğine inanılmaktadır. Bu doğru değil. Bu tip ortalama bir bina inşa etmek yaklaşık 5 yıl sürer.

İstasyonlar sadece potansiyel radyasyon emisyonlarından değil, aynı zamanda çoğu dış faktörden de iyi korunmaktadır. Örneğin, teröristler ikiz kuleler yerine herhangi bir nükleer santrali seçerlerse, çevredeki altyapıya yalnızca minimum düzeyde zarar verebilirler ve bu da reaktörün çalışmasını hiçbir şekilde etkilemez.

sonuçlar

Bir nükleer santralin çalışma prensibi pratik olarak diğer birçok geleneksel santralin çalışma prensibinden farklı değildir. Buhar enerjisi her yerde kullanılmaktadır. Hidroelektrik santraller akan suyun basıncını kullanır ve hatta güneşten gelen enerjiyle çalışan modeller bile kaynayana kadar ısıtılan ve türbinleri döndüren bir sıvı kullanır. Bu kuralın tek istisnası, kanatların hava kütlelerinin hareketi nedeniyle döndüğü rüzgar santralleridir.

Bir nükleer santralin temel termal diyagramı birleştirir teknolojik şemalar NPP sistemine dahil olan kurulumlar, önceki bölümlerde tartışılmıştır. Yalnızca ana tesisatları içerir - reaktör, buhar jeneratörü, buhar türbini, yoğuşma ve yoğuşma beslemesi

yolu, tesisatları tek bir teknolojik sisteme bağlayan ana boru hatları şematik diyagramda uygulanır, çizgiler üzerindeki oklar buhar ve kondens akışlarının yönünü gösterir.

Ana ve yardımcı ünitelerin sayısından bağımsız olarak termal diyagramda aynı tip ekipman sadece bir kez gösterilir ama hepsiyle seri bağlı elemanlar: örneğin, bir nükleer santrale birkaç türbin kurarken, şematik diyagramda yalnızca bir tanesi gösterilir; boru hatları, paralel akış sayısından bağımsız olarak, boru hatları arasında varsa ayrı birimlere çapraz bağlantılar olmadan ve yardımcı boru hatları olmadan, örneğin drenaj tanklı drenaj, servis suyu sistemleri olmadan ana akış yönünde yalnızca bir hattı gösterir. boru hatlarına dahil edilen veya ünitelerin kendilerine monte edilen vb. de uygulanmaz, tek istisna, örneğin kontrol vanaları gibi temel öneme sahip bağlantı parçalarıdır. 21 (şek.15.1) ve 3 (bkz. şek.15.3).

Temel termal diyagram, çeşitli sorunları çözmek için bir nükleer santralin termal tasarımının temelidir, örneğin, yeni bir makine tasarlamak için bir türbin inşa tesisine teknik bir atama yapmak, ana birimlerin gücünü ve parametrelerini seçmek , bir kondansatördeki bir vakumun fabrika tasarımı dışındaki koşullar altında bir nükleer santralin termal verimliliğinin belirlenmesi, vb. Bu seçeneklerin her biri için hazırlanan şematik diyagram, ön hesaplamaya tabidir ve buna dayanarak ekipmanın ana özelliklerini açıklığa kavuşturmak mümkündür: rejeneratif ısıtmanın aşamalara göre en ekonomik dağılımı, ısıtma aşamalarının sayısı, hava gidericideki basınç, vb. Yukarıda listelenen görevlerden ve Ch. Şekil 3'e göre, genel olarak, termal devrenin hesaplanması ve çeşitli varyantları, pratik olarak sadece türbin kurulumuna ilişkindir. Bu nedenle, NGS'nin şematik diyagramları, istasyonun buhar türbini kısmının termal diyagramları olarak aşağıda verilmiştir.

İncirde. 15.1, VVER-440 ile iki devreli bir nükleer santralin buhar türbini kısmının şematik bir termal diyagramını göstermektedir. Bu nükleer santralde, iki K-220-44 türbini kuruludur, ancak termal devre temel olduğundan, Şek. 15.1 sadece bir türbini göstermektedir, türbin iki adet çift akışlı LPC'ye sahip olmasına rağmen, şekil bir LPC'nin yalnızca bir akışını göstermektedir.

Türbin ekstraksiyonlarındaki buhar parametreleri Şekil 2'den alınabilir. 8.1a. Merkezi basınç merkezi ile alçak basınç silindiri arasına bir ayırıcı ve iki kademeli bir ara ısıtıcı monte edilmiştir. Her türbinde iki tane vardır, ancak şek. 15.1 şematik diyagram olarak birini göstermektedir; kızdırıcının ikinci aşaması canlı buharla beslenir.

1 2 - türbin valf çubuklarının sızdırmazlığı; 3 - türbin mili contası; 4 - TsSD türbini; 5 6 - LPC türbini; 7 8 - ısıtma pompası; 9 - türbin kondansatörü; 10 11 - ana ejektör; 12 - contalar için ejektör; 13 - yoğuşma temizliği; 14 15 - HDPE; 16 - drenaj pompası; 17 - drenaj soğutucusu; 18 - hava giderici; 19 - elektrikle çalışan besleme pompası; 20 - AYPE; 21 - basınç düzenleyici; 22 23 - BRU-SN; 24 - BRU-K

Türbin ünitesi, LPC'den beş buhar ekstraksiyonuna (LPC'den sonra ekstraksiyon dahil) ve LPC'den üç buhar ekstraksiyonuna sahiptir ve toplam sekiz ekstraksiyon sağlar. İlk tahliyenin buharı, ısıtma olarak PVD-3'e gönderilir ve ikinci aşamanın yeniden ısıtıcısının ısıtma buharının yoğuşması da buna beslenir. İkinci tahliyenin buharı, kızdırıcının birinci aşamasına ve PVD-2'ye ısıtma buharı olarak sağlanır. Üçüncü seçimin buharı PVD-1'i besler ve yardımcı buhar toplayıcı... Yardımcı buhar toplayıcıdan, hava gidericiye ve ayrıca türbin salonuna kurulu buhar ejektör makinesine, özel su arıtma evaporatörlerine (SVO) vb. sabit basıncı korumak için bir regülatör aracılığıyla buhar sağlanır. Yardımcı buhar toplayıcı, kendi ihtiyaçları için BRU aracılığıyla canlı buhar hatlarından yedek buhar kaynağı (BRU-SN). LDPE'nin ısıtma buharlarının kondensatları da kademeli olarak hava gidericiye boşaltılır. Hava gidericinin bir çalışma ortamı olarak buharı, ejektörlere girer - ana ve contalar. Dördüncü aşamadan gelen boşaltma buharı, ısıtma buharı olarak kullanılır

PND-5 ve ısıtma suyu ısıtıcısının ikinci aşaması için. (Ne yazık ki, "kazan" terimi, ısıtma sistemi su ısıtıcıları için hala kullanılmaktadır ve bu, işlemin özüne hiç uymamaktadır.) K-220-44 türbini radyoaktif olmayan buharla çalışır, bu nedenle ısıtma sistemi suyu ısıtıcıların ara devresi yoktur. Ancak, daha yüksek radyasyon güvenliği için, ısıtma şebekesindeki basıncın ısıtma buharından daha yüksek olduğu varsayılır; Şekilde gösterilen devre için 15.1'de, ısıtma şebekesindeki su basıncının 0,6 - 0,7 MPa olduğu varsayılır, bu nedenle, ısı değişim yüzeyindeki sızıntılarla, su akışı yalnızca ısıtma şebekesinden ısıtma buharına mümkündür, ancak bunun tersi mümkün değildir.

Beşinci tahliyeden gelen buhar, HDPE-4 için bir ısıtma ortamı olarak kullanılır ve altıncı tahliyeden gelen buhar, HDPE-3 için ve ısıtma suyu ısıtıcısının ilk aşaması için kullanılır; yedinci ve sekizinci musluk çiftleri sırasıyla PND-2 ve PND-1'e beslenir.

Isıtma sistemi su ısıtıcılarının ısıtma buharının kondensi, ikinci aşamadan birinciye ve ondan PND-2 binasına kademeli olarak boşaltılır. PND-5'ten gelen yoğuşma, PND-4'e boşaltılır ve buradan bir tahliye pompası ile yoğuşma suyu kanalına pompalanır. PND-3 ve PND-2 için drenaj drenaj şeması benzer şekilde yapılmıştır, ancak termal verimliliği artırmak için PND-3'ten drenaja bir drenaj soğutucusu monte edilmiştir. PND-1 ısıtma buharının yoğuşması, tahliye soğutucusu vasıtasıyla kondensere boşaltılır.

Kondenser, LPC'den sonra buhar ve demineralize ilave su ile beslenir. Kondenserden sonra oluşan kondens, ejektörlerin (ana ve contalar) çalışma buharının soğutucularından geçerek kondens tedavisine girer. Yoğuşma temizleme yoluyla (Şekil 15.1), ısıtma buharı yoğuşması (PND-1 hariç) girdiği için türbin yoğuşma suyunun akış hızının %100'ü geçer, ancak buharın akış hızının %100'ü geçmez. doğrudan yoğuşma besleme kanalına.

Ana ejektörün yoğuşturucuya yakınlığı önemli olduğundan ve iyon değişim filtrelerinin önündeki yoğuşma sıcaklığındaki küçük bir artış, pratik olarak bunların sıcaklık rejimini değiştirmediğinden, ejektörler yoğuşma temizliğinden önce yerleştirilir. operasyon. Ejektörlerin çalışma buharının yoğuşması, bir kondansatöre boşaltılır: doğrudan ana ejektör için ve tahliye tankı yoluyla, müteakip enjeksiyonla conta ejektörü için kondansatöre.

Türbinin ani durması durumunda, canlı buharı uygun kontrol ünitesi (kontrol ünitesi-K üzerinden) aracılığıyla doğrudan kondensere boşaltmak mümkündür. Diyagram ayrıca türbin contalarına giden buhar beslemesini ve bunların emilmesini de gösterir. K-220-44 türbini tek akışlı bir MPC'ye sahip olduğundan, bu, türbinin bu kısmının sızdırmazlığının organizasyonuna yansır. Nükleer santrallerin sonraki tüm modern termal şemalarında olduğu gibi, hava gidericinin buharı, ejektörlerin, ana olanın ve contaların çalışma ortamı olarak kullanılır.

VVER-1000 ve düşük hızlı 1000 MW türbinli iki devreli bir NPP'nin buhar türbini parçasının şematik bir termal diyagramı Şekil 2'de gösterilmektedir. 15.2. Şekil 2'deki termal diyagramlar. 15.1 ve 15.2 genellikle aynı türdendir. Bununla birlikte, bazı farklılıklar da vardır. Her şeyden önce, VVER-1000 için besleme pompasının tahriki farklıdır, turbo tahrik kullanılır. Şekil l'deki şematik diyagramda. 15.2, her biri 12 MW kapasiteli iki tahrik türbininden sadece birini göstermektedir. Tahrik türbininden gelen yoğuşma, ana yoğuşturucuya boşaltılır. Şematik diyagramda yalnızca kalıcı olarak çalışan elemanlar gösterildiğinden, şekil elektrikli pompaları çalıştırmayı göstermez; 150 t / s beslemeli iki tane var. Başlatma süresi boyunca buhar jeneratöründe BRU-SN aracılığıyla alınan buhar, tahrik türbinine yedek güç kaynağının bulunduğu yardımcı kollektöre girer. Ana türbinin gücüne ulaştıktan sonra, Şekil 2'de gösterildiği gibi, tahrik türbini GES'ten sonra sürekli olarak buharla beslenir. 15.2.

1 2 - durdurma ve kontrol valfleri bloğu; 3 - TsSD türbini; 4 - türbin mili contaları; 5 - ayırıcı-tekrar ısıtıcı; 6 - kesme damperi; 7 - LPC türbini; 8 - ısıtma suyu ısıtıcıları; 9 - ısıtma pompası; 10 - türbin kondansatörü; 11 - birinci kademe yoğuşma pompası; 12 - ana ejektör; 13 - contalar için ejektör; 14 - yoğuşma temizliği; 15 - ikinci aşama yoğuşma pompası; 16 - HDPE; 17 - drenaj pompası; 18 - drenaj soğutucusu; 19 - hava giderici; 20 - turbo tahrikli besleme pompası; 21 - AYPE; 22 - yardımcı ihtiyaçlar için buhar toplayıcı; 23 - BRU-SN; 24 - BRU-K

GES'ten gelen ayırıcı hava gidericiye gönderilir ve ara ısıtıcının ısıtma buharının kondensi ilk aşamadan PST-2'ye ve ikinci aşamadan PST-3'e gönderilir. LDPE, türbinin birinci, ikinci ve üçüncü ekstraksiyonlarından gelen buharla beslenir. Isıtma buharı LDPE-1'in kondensi, LDPE-4'e ve ısıtma buharı LDPE-3'ün kondensi, hava gidericiye aktığı LDPE-2'ye boşaltılır, ancak tasarım dışı modda olabilir. LDPE-2'den LDPE-1'e boşaltın ve LDPE-1 ile birlikte PND-4'e girin. HDPE sayısı, Şek. 15.1, iki tahliye pompası ve iki tahliye soğutucusu monte edilmiştir. Bu, K-220-44 ile karşılaştırıldığında K-1000-60 / 1500 türbininin termal verimliliğini artırmalıdır. Buna karşılık, ısıtma sistemi ısıtıcılarının ısıtma buharından kondensatörün HDPE muhafazalarından birine değil kondensere beslenmesi, termal verimliliği azaltır ve kondensat temizleme anyon değiştiricisini gereksiz yere yükler. Hava gidericiden türbin contalarına buhar verilir. Bu hattın yürütülmesinden, bu türbin için MPC'lerin çift akışlı olduğu görülebilir.

Termal devrelerin dikkate alınması şek. 15.1 ila 15.2 ve bunların karşılaştırması, iki devreli bir nükleer santralin türbinleri için rejeneratif sistemin önemli bir gelişimini göstermektedir. Büyük ölçüde, iki devreli bir nükleer santralin ısıl verimini artırma olanakları zaten tükenmiş görünüyor. İki devreli bir NPP şemalarında, LDPE için ısı değişim yüzeylerinin malzemesi karbon çeliğidir ve HDPE için genellikle pirinçtir. Bu karar iki nedenden dolayı istenmemektedir. Birincisi, bakırın diğer teknoloji dallarında kullanılması daha uygundur. İkincisi, sudaki bakır oksitlerin varlığı çeliklerin korozyonunu yoğunlaştırır. Bazı projelerde bypass NPP'ye rağmen HDPE borular paslanmaz östenitik çeliklerden yapılmıştır. HDPE borular için 08Kh14MF çelik veya perlitik çelik kullanmak (nükleer santraller için sermaye yatırımlarını azaltacak) daha doğru bir çözüm olacaktır. Geleneksel termik enerji mühendisliği deneyimi, yüksek saflıkta su koşullarında, kondensat temizliğinden sonra bir oksitleyiciyi (gaz halinde oksijen veya hidrojen peroksit) kondensat içine dozlarken, böyle bir çözümün oldukça kabul edilebilir olduğunu, aynı zamanda tek bir çözüm için de uygun olduğunu göstermektedir. devre NPP.

Tek döngülü bir nükleer santralin termal devresinin özellikleri, buharların radyoaktivitesi ile ilişkilidir. Bu tür nükleer santrallerin herhangi bir şemasında, gereklidir: ilk olarak, türbin contalarına sağlanan radyoaktif olmayan buharı elde etmek için termal devreye bir buharlaştırıcının dahil edilmesi ve ikincisi, arasında bir ara su devresinin kullanılması. ısıtma buharı ve ısıtma sistemi suyu. Bu kararlar zorunludur.

Tek devreli bir NPP'nin çift devreli bir NPP'den termal şemaları arasındaki ana fark, güvenilir tedarik ile ilişkilidir.

reaktörün su rejimi. İki devreli bir nükleer santralin reaktörüne dışarıdan küçük bir miktar tamamlama suyu girer ve korozyon ürünlerinin kaynağı paslanmaz östenitik çeliklerden yapılmış sınırlı bir birincil devredir. Tek döngülü bir nükleer santralin reaktörü, tesisin buhar kapasitesine eşit büyük besleme suyu akışları ve sadece reaktör döngüsünün değil, aynı zamanda türbinin tüm rejeneratif sisteminin korozyon ürünlerini alır. Tek devreli bir nükleer santralin reaktörü, %100 kondensat temizliği ile suyun doğal kirliliklerinden güvenilir bir şekilde korunur. Bu nedenle, tek devreli bir nükleer santralin türbin kısmının termal diyagramının geliştirilmesinde ana dikkat, reaktörden önceki yoldan korozyon ürünlerinin çıkarılması probleminin çözülmesine ödenir. Bu sorunlar farklı şekillerde çözülüyor ve henüz nihai çözümlerini bulamadılar. RBMK-1000'li yerli tek devreli NGS'lerin ilk ünitelerinde, korozyon ürünlerinin reaktör suyuna akışını azaltmak amacıyla yüksek basınçlı ısıtıcılar kurulmadı; tüm ısıtma buharı kondensatları ve ayırıcıdan tahliye edildi. yoğuşma saflaştırmasında türbin yoğuşma suyu ile birlikte sonraki temizlikleri için yoğuşturucu. Tüm bu akışların kondansatöre boşaltılmasından kaynaklanan termal verim kaybı, her LPH'den sonra kurulan drenaj soğutucuları tarafından bir dereceye kadar telafi edildi ve buna bağlı olarak devreyi karmaşıklaştırdı. RBMK-1000 için, LDPE'yi kurmanın reddi kaldı, ancak NPP'nin RBMK-1000 ile termal şemasında bazı değişiklikler yapıldı. RBMK-1000 ile birçok ünitede uygulanan böyle bir şema, Şekil 2'de gösterilmektedir. 15.3.

Bu termal devrenin başlıca özellikleri şunlardır; korozyon ürünlerinin reaktör suyuna akışını azaltmak için, yukarıda bahsedildiği gibi, besleme suyunun sıcaklığı optimalin altında olduğundan, belirli bir termal verim kaybına yol açan LDPE'ler kurulmamıştır; drenaj soğutucusu yalnızca PND-1'den sonra bırakıldı; SPP'den ayrılan kısım PND-3'e boşaltılır; birinci ve ikinci aşırı ısıtma aşamalarının ısıtma buharının yoğuşması hava gidericiye yönlendirilir; ısıtma buharlarının tüm yoğuşmaları kademeli olarak bir yoğunlaştırıcıya boşaltılır.

Bu çözüm, gözle görülür bir termal verim kaybına yol açar. Ek olarak, kondensat saflaştırmasında gerçekleştirilen iyon değişimi değil, sadece mekanik filtrasyon gerektiren tam olarak bu akımdan çıkarılması gereken korozyon ürünleridir. Bu nedenle, kondensat saflaştırmasında HDPE'nin ısıtma buharlarının kondensatlarının saflaştırılması, reçinelerin, özellikle pahalı bir anyon değiştiricinin aşırı harcanmasına yol açar. HDPE'den ısıtma buharının yoğuşmasını arıtmak için daha rasyonel (tercih edilen) bir çözüm Şek. 15.4 BŞekil 2'ye göre gerçekleştirilen çözümle karşılaştırıldığında. 15.4 aŞekil 1'deki termal şemaya karşılık gelir. 15.3.

1 - besleme pompası; 2 - hava giderici; 3 - basınç düzenleyici; 4 - buharlaştırıcı; 5 - türbin valf çubuklarının contaları; 6 - durdurma ve kontrol valfleri bloğu; 7 - TsSD türbini; 8 - ayırıcı-tekrar ısıtıcı; 9 - türbin mili contaları; 10 - LPC türbini; 11 - kesme damperi; 12 - ısıtma sisteminin endüstriyel devresi için ısıtıcılar; 13 - ısıtma sisteminin endüstriyel devresinin pompası; 14 - türbin kondansatörü; 15 - ilk yükselişin yoğuşma pompası; 16 - ana ejektör; 17 - contalar için ejektör; 18 - yoğuşma temizliği; 19 - ikinci kaldırma yoğuşma pompası; 20 - HDPE

Şekilden görüldüğü gibi. 15.4 a, kondensat temizleme, mekanik bir filtre rolü oynayan bir katyon değişim filtresi K ve iyon değişiminin katyon reçinesi ve anyonun karışık tabakasında meydana geldiği FSD'nin karıştırma eyleminin müteakip bir filtresinden oluşur. -reçine. Çalışmalar, türbin kondensatındaki demir oksit içeriğinin gerçek çözünürlüklerine yakın olduğunu göstermektedir; ısıtma buharı kondensatlarının kademeli tahliyesindeki demir oksitlerin içeriği, çözünürlüğü önemli ölçüde aşan 35-40 μg / kg'dır. Farklı fizikokimyasal özelliklere sahip iki akımın karıştırılması ve bunların derz temizliği, korozyon ürünlerinin kanaldan uzaklaştırılma derecesini kötüleştirir ve kondensat temizleme maliyetini artırır. Daha doğru olanı, Şekil 2'de gösterilen bu akışların ayrı olarak temizlenmesidir. 15.4 B... Mekanik filtreler için dolgu maddeleri farklı şekillerde sunulmaktadır. Önemli olan, bunların hepsinin iyon değiştirici reçinelerden önemli ölçüde daha ucuz olmasıdır. Şekil karşılaştırması 15.4 a ve B sayı olduğunu da gösterir.

filtreler. Şekil 2'de gösterilen HDPE sisteminin tüm drenajlarının kademeli deşarjı. 15.3, KhTGZ tarafından ilk RBMK ünitelerinin kurulduğu Leningrad NGS ile anlaşarak alınan hatalı bir karardır. Aynı zamanda, türbin kurulumunun ve dolayısıyla tüm nükleer santralin verimliliği en düşüktür. Mekanik filtre olarak yenilenemeyen bir katyon değiştirici kullanmak da yanlıştır. Bu çözüm sadece en pahalı değil, aynı zamanda en elverişsiz olanıdır, çünkü yenilenemeyen bir katyon değiştirici bile tek devreli bir nükleer santral için elverişsiz olan pH değerindeki dalgalanmalara katkıda bulunacaktır. Mekanik filtre olarak elektromanyetik filtre (EMF) kullanmak daha mantıklıdır.

EMF'de, mekanik kirliliklerden (korozyon ürünleri) ve ayrıca tüm HDPE drenajlarından ve ayrıca ısıtma tesisatından temizlemek gerekir. EMF'lerin büyük bir avantajı, izin verilen yüksek bir filtrasyon hızı (1000 m3 / s) ile ilişkili olan olağanüstü kompaktlıklarıdır. Bu nedenle, tam besleme suyu debisinde 750 MW kapasiteli bir türbin için, 1 m çapında ve 3 m yüksekliğinde üç filtre yeterlidir. 15.5.

Filtre, 6 mm çapında yumuşak manyetik bilyelerle yüklenmiştir. Elektromanyetik bir alan uygulandığında, sudaki ferromanyetik kirleticiler, topların manyetik kutuplarına doğru hareket eder ve burada birikirler. Demir ve diğer metallerin manyetik olmayan oksitleri ve metalik olmayan kirletici maddeler, biriken manyetik demir oksitler tarafından büyük ölçüde adsorbe edilir. Filtre direnci 0,1 MPa (%10) aşılırsa, filtre otomatik olarak yıkama moduna geçer ve ardından otomatik olarak açılır. Filtre çalışırken, sürgülü vana 2 ve 5 açık ve vanalar 4, 6 ve 7 kapalı. 1 - 2 haftalık çalışmadan sonra (dirençteki artışa bağlı olarak) filtre yıkama için dışarı çıkarılır. Yıkama moduna geçerken vana açılır 7 filtre baypasında. Sonra vanalar kapanır 2 ve 5 ve vanalar açılır 4 ve 6 suyun filtreye geçişi ve ardından drenaj tankına boşaltılması için. Durulama yaklaşık 2 dakika sürer. Filtrenin devreye alınması vanaların kapanmasını sağlar 4 ve 6 , vanaların açılması 2 ve 5 ve vanayı kapatarak 7 .

EMF'lerin büyük bir dezavantajı, kapanmaları ve zaten emilmiş korozyon ürünlerinin, elektrik voltajının yokluğunda meydana gelebilecek "bir yudumda" suya salınmasıdır. Bu nedenle, kurulum şeması her zaman EMF'den sonra "güvenlik" unsurları sağlamalıdır. Böyle bir eleman, Şekil 1'deki FSD'dir. 15.6 ve tüm tahliyelerin tahliyesinde EMF'den sonra toplu tip bir filtre (Şekil 15.6).

1 - temizlik için su; 2, 4, 5, 6, 7 - sürgülü vana; 3 - EMF; 5 - Arıtılmış su

Pirinç. 15.6. EMF'nin "güvenlik" unsurlarıyla birlikte kullanımı:

1 - EMF; 2 -FSD; 3, 4 - toplu filtre

Ne yazık ki, KhTGZ'de oluşturulacak RBMK-1500'lü bloklar için müşterinin onayı ile seperatör tamamen (temizlemeden!) reaktöre geri pompalanır.

Gelecekteki nükleer santralin AM reaktörünü yaratma önerisi ilk olarak 29 Kasım 1949'da atom projesi I.V.'nin bilimsel lideri toplantısında yapıldı. Kurchatov, Fiziksel Sorunlar Enstitüsü A.P. Aleksandrov, NIIKhimash N.A. Dollezhal ve endüstrinin Bilimsel ve Teknik Konseyi'nin bilimsel sekreteri B.S. Pozdnyakov. Toplantı, 1950 için ÇKP Ar-Ge planında "sadece güç amaçlı küçük boyutlu zenginleştirilmiş uranyum üzerine, toplam ısı salımı kapasitesi 300 birim, etkin gücü yaklaşık 50 birim olan bir reaktör projesi" dahil grafit ve su soğutma sıvısı dahil önerildi. . Aynı zamanda, bu reaktör üzerinde fiziksel hesaplamaların ve deneysel araştırmaların acilen yapılması için talimatlar verildi.

Daha sonra I.V. Kurchatov ve A.P. Zavenyagin, öncelikli inşaat için AM reaktörünün seçimini, "diğer ünitelerden daha fazla olabileceği, sıradan kazan dairesi deneyiminin kullanıldığı: ünitenin genel göreli basitliği inşaatı daha kolay ve daha ucuz hale getirdiği" gerçeğiyle açıkladı.

Bu dönemde, güç reaktörlerinin kullanımına yönelik seçenekler farklı düzeylerde tartışılmaktadır.

PROJE

Bir geminin elektrik santrali için bir reaktörün yaratılmasıyla başlamanın uygun olduğu düşünülüyordu. Bu reaktörün tasarımını haklı çıkarırken ve "nükleer tesislerin nükleer reaksiyonlarının ısısını mekanik ve elektrik enerjisine dönüştürmenin pratik olasılığının temel teyidi" için, Obninsk'te Laboratuar topraklarında inşa edilmesine karar verildi " B", Birinci NPP'nin reaktörü haline gelen AM tesisi de dahil olmak üzere üç reaktör kurulumuna sahip bir nükleer enerji santrali).

16 Mayıs 1950 tarihli SSCB Bakanlar Kurulu kararnamesi ile AM ​​ile ilgili Ar-Ge, LIPAN'a (IV Kurchatov Enstitüsü), ​​NIIKhimmash, GSPI-11, VTI'ye emanet edildi. 1950'de - 1951'in başlarında. bu kuruluşlar ön hesaplamalar (P.E. Nemirovsky, S.M. Feinberg, Yu.N. Zankov), ön tasarım çalışmaları vb. Kurchatov, "B" Laboratuvarına transfer edildi. Atanmış bilimsel süpervizör, baş tasarımcı - N.A. Dollezhal.

Proje, aşağıdaki reaktör parametrelerini sağladı: 30 bin kW'lık termal güç, elektrik gücü - 5 bin kW, reaktör tipi - grafit moderatörlü termal nötron reaktörü ve doğal su soğutması.

Bu zamana kadar, ülke bu tip reaktörler (bomba malzemesi üretmek için endüstriyel reaktörler) oluşturma konusunda zaten deneyime sahipti, ancak bunlar AM reaktörünün ait olduğu güç reaktörlerinden önemli ölçüde farklıydı. Zorluklar, AM reaktöründe yüksek soğutucu sıcaklıkları elde etme ihtiyacı ile ilişkilendirildi; bunun ardından, bu sıcaklıklara dayanabilecek, korozyona dayanıklı, nötronları büyük miktarlarda emmeyen yeni malzemeler ve alaşımlar aramanın gerekli olacağı, vb. bu sorunlar en başından belliydi, soru ne kadar kısa sürede ve ne kadar başarılı bir şekilde aşılabileceğiydi.

HESAPLAMALAR VE STAND

AM işi Laboratuvar B'ye teslim edildiğinde, proje yalnızca genel terimlerle tanımlanmıştı. Çözülmesi gereken birçok fiziksel, teknik ve teknolojik sorun vardı ve reaktör üzerindeki çalışmalar devam ettikçe sayıları arttı.

Her şeyden önce bu, reaktörün fiziksel hesaplamaları ile ilgiliydi ve bunun için gerekli verilerin çoğuna sahip olmadan yapılması gerekiyordu. Laboratuvar "B"de, termal nötron reaktörleri teorisinin bazı soruları D.F. Zaretsky ve ana hesaplamalar M.E. A.K. bölümünde Minashin. Krasin. BEN. Minashin, birçok sabitin kesin değerlerinin olmaması konusunda özellikle endişeliydi. Ölçümlerini sahada organize etmek zordu. İnisiyatifiyle, bazıları esas olarak LIPAN tarafından ve birkaçı Laboratuvar B'de gerçekleştirilen ölçümler nedeniyle kademeli olarak yenilendi, ancak bir bütün olarak hesaplanan parametrelerin yüksek doğruluğunu garanti etmek imkansızdı. Bu nedenle, Şubat ayı sonlarında - Mart 1954'ün başlarında, AMF standı toplandı - AM reaktörünün kritik montajı, bu da hesaplamaların tatmin edici kalitesini doğruladı. Montaj, gerçek bir reaktörün tüm koşullarını yeniden üretemese de, birçok şüphe kalmasına rağmen, sonuçlar başarı umudunu destekledi.

3 Mart 1954'te bu standda, Obninsk'te ilk kez uranyum fisyonunun zincirleme reaksiyonu gerçekleştirildi.

Ancak, deneysel verilerin sürekli olarak iyileştirildiği göz önüne alındığında, reaktörün başlatılmasına kadar, reaktörün yakıtla yüklenmesinin boyutunun incelenmesi, reaktörün standart olmayan modlardaki davranışı, hesaplama yöntemi geliştirildi. emici çubukların parametrelerini vb. hesapladı.

YAKIT OLUŞTURMA

Bir diğer önemli görev - bir yakıt elemanının (yakıt elemanı) oluşturulması - V.A. Malykh ve "B" Laboratuvarı Teknolojik Bölümü ekibi. Yakıt elemanının geliştirilmesinde birkaç ilgili kuruluş yer aldı, ancak yalnızca V.A. Küçük, yüksek verim gösterdi. Tasarım arayışı, 1952'nin sonunda yeni bir tip yakıt elemanının (magnezyum matrisinde uranyum-molibden tanelerinin dispersiyon bileşimi ile) geliştirilmesiyle tamamlandı.

Bu tip yakıt elemanı, reaktörün güvenilir çalışmasını sağlamak için çok önemli olan ön reaktör testleri sırasında (Laboratuvar B'de bunun için özel stantlar oluşturulmuştur) reddedilmesini mümkün kılmıştır. Yeni yakıt elemanının nötron akışındaki kararlılığı, MR reaktöründe LIPAN'da incelenmiştir. Reaktörün çalışma kanalları NIIKhimmash'ta geliştirildi.

Böylece ülkemizde ilk kez ortaya çıkan dünyanın belki de en önemli ve en zor sorunu nükleer güç- bir yakıt elemanının oluşturulması.

BİNA

1951'de, "B" Laboratuvarı'nın başlamasıyla aynı anda araştırma çalışmaları AM reaktöründe, kendi topraklarında bir binanın inşaatı başladı nükleer enerji santrali.

P.I. inşaatın başına atandı. Zakharov, tesisin baş mühendisi -.

D.I. Blokhintsev, “nükleer santral binasının en önemli bölümlerinde nükleer radyasyondan biyolojik koruma sağlamak için betonarme monolitten yapılmış kalın duvarlar vardı. Duvarlara boru hatları, kablo kanalları, havalandırma vb. döşendi. Değişikliklerin mümkün olmadığı açıktır ve bu nedenle bina tasarlanırken, mümkün olduğunda, beklenen değişiklikler için rezervler sağlanmıştır. Yeni ekipman türlerinin geliştirilmesi ve araştırma çalışmalarının uygulanması için "üçüncü taraf kuruluşlar" - enstitüler, tasarım büroları ve işletmeler için bilimsel ve teknik görevler verildi. Genellikle bu ödevler tamamlanamadı ve tasarım ilerledikçe rafine edildi ve tamamlandı. Ana mühendislik çözümleri ... N.A. başkanlığındaki tasarım ekibi tarafından geliştirildi. Dollezhal ve en yakın yardımcısı P.I. Aleschenkov ... "

İlk nükleer santralin inşasına ilişkin çalışma tarzı, hızlı karar verme, gelişme hızı, belirli bir gelişmiş başlangıç ​​derinliği ve benimsenen teknik çözümleri sonuçlandırma yolları, geniş bir çeşitlilik ve sigorta alanı kapsamı ile karakterize edildi. İlk nükleer santral üç yılda inşa edildi.

BAŞLAT

1954 yılının başında, istasyonun çeşitli sistemlerinin test ve testleri başladı.

9 Mayıs 1954'te NPP reaktör çekirdeğinin yakıt kanallarıyla yüklenmesi Laboratuvar B'de başladı. 61. yakıt kanalının devreye girmesiyle 19 saat 40 dakikada kritik bir duruma gelindi. Reaktörde uranyum çekirdeklerinin fisyonunun kendi kendini sürdüren bir zincirleme reaksiyonu başladı. Nükleer santralin fiziki devreye alınması gerçekleşti.

Başlatmayı hatırlatarak şunları yazdı: “Yavaş yavaş, reaktörün gücü arttı ve sonunda, reaktörden buharın sağlandığı termik santral binasının yakınında bir yerde, yankılanan bir tıslama ile kaçan bir jet gördük. kapakçık. Beyaz bir sıradan buhar bulutu ve dahası, henüz türbini döndürmek için yeterince sıcak değil, bize bir mucize gibi görünüyordu: sonuçta bu, atom enerjisiyle üretilen ilk buhar. Görünüşü sarılmaların, "hafif buharla" tebriklerin ve hatta sevinç gözyaşlarının sebebiydi. Sevincimizi I.V. O günlerde çalışmalara katılan Kurchatov. 12 atm basınçla buhar aldıktan sonra. ve 260 ° C sıcaklıkta, nükleer santralin tüm birimlerini tasarıma yakın koşullarda ve 26 Haziran 1954'te akşam vardiyasında saat 17'de incelemek mümkün oldu. 45 dakika sonra türbin jeneratörüne giden buhar besleme vanası açıldı ve nükleer kazandan elektrik üretmeye başladı. dünyada ilk nükleer enerji santrali endüstriyel yük altına girdi."

“Sovyetler Birliği'nde, bilim adamları ve mühendislerin çabaları sayesinde, 5.000 kilovat faydalı kapasiteye sahip ilk endüstriyel nükleer santralin tasarımı ve inşası için çalışmalar başarıyla tamamlandı. 27 Haziran'da nükleer santral devreye alınarak çevre bölgelerin sanayisine ve tarımına elektrik verildi."

Başlatmadan önce bile, AM reaktöründe ilk deneysel çalışma programı hazırlandı ve istasyonun kapanmasına kadar, nötron-fiziksel araştırmaların, katı hal fiziği araştırmalarının, testlerin yapıldığı ana reaktör üslerinden biriydi. yakıt elemanları, EGC, izotop ürünlerinin üretimi vb. NPP, ilk nükleer denizaltıların mürettebatını, nükleer buz kırıcı "Lenin"i, Sovyet ve yabancı nükleer santrallerin personelini eğitti.

Enstitünün genç personeli için NPP'nin başlatılması, yeni ve daha karmaşık sorunları çözmeye hazır olduklarının ilk testiydi. Çalışmanın ilk aylarında, bireysel üniteler ve sistemler ayarlandı, reaktörün fiziksel özellikleri, ekipmanın ve tüm istasyonun termal koşulları ayrıntılı olarak incelendi, çeşitli cihazlar modifiye edildi ve düzeltildi. Ekim 1954'te istasyon tasarım kapasitesine getirildi.

“Londra, 1 Temmuz (TASS). Daily Worker'ın Moskova muhabiri, SSCB'de ilk endüstriyel nükleer santralin lansmanının duyurusunun İngiliz basınında geniş çapta yer aldığını yazıyor. Hiroşima.

Paris, 1 Temmuz (TASS). Agence France-Presse'nin Londra muhabiri, atom enerjisiyle çalışan dünyanın ilk endüstriyel enerji santralinin SSCB'de piyasaya sürülmesine ilişkin raporun, Londra atom uzmanları çevrelerinde büyük ilgiyle karşılandığını bildirdi. Muhabir, İngiltere, Calderhall'da bir nükleer santral inşa ediyor. 2.5 yıldan daha erken hizmete giremeyeceğine inanılıyor ...

Şanghay, 1 Temmuz (TASS). Bir Sovyet nükleer santralinin işletmeye alınmasına yanıt olarak, Tokyo radyo yayınları: Amerika Birleşik Devletleri ve İngiltere de nükleer santrallerin inşasını planlıyor, ancak inşaatlarını 1956-1957'de tamamlamayı planlıyorlar. O halde o durum Sovyetler Birliği Atom enerjisinin barışçıl amaçlarla kullanılmasında İngiltere ve Amerika'nın önünde olması, Sovyet bilim adamlarının atom enerjisi alanında büyük başarılar elde ettiğini gösteriyor. Alanında seçkin Japon uzmanlardan biri nükleer Fizik- Profesör Yoshio Fujioka, SSCB'de bir nükleer santralin kurulmasıyla ilgili mesaj hakkında yorum yaparken, bunun "yeni bir çağın" başlangıcı olduğunu söyledi.

Bir nükleer santralin ve konvansiyonel yakıt (kömür, gaz, akaryakıt, turba) yakan santrallerin çalışma prensibi aynıdır: açığa çıkan ısı nedeniyle su, türbine basınç altında verilen buhara dönüştürülür ve onu döndürür. Türbin, dönüşün mekanik enerjisini elektrik enerjisine dönüştüren, yani bir akım üreten bir elektrik akımı jeneratörüne dönüşü iletir. Termik santrallerde suyun buhara dönüştürülmesi, nükleer santrallerde kömür, gaz vb.'nin yanma enerjisi nedeniyle - uranyum-235 çekirdeğinin fisyon enerjisi nedeniyle gerçekleşir.

Nükleer fisyon enerjisini su buharının enerjisine dönüştürmek için tesisler kullanılır. farklı şekiller hangi adlandırıldı nükleer güç reaktörleri (tesisler). Uranyum genellikle dioksit formunda kullanılır - U0 2.

Özel yapıların bir parçası olarak uranyum oksit, nötronların hızla enerji kaybettiği (yavaşla) etkileşime girdiğinde bir moderatöre yerleştirilir. Bu amaçlar için kullanılır su veya grafit - buna göre reaktörlere su veya grafit denir.

Çekirdekten türbine enerji (başka bir deyişle ısı) aktarmak için bir soğutucu kullanılır - su, sıvı metal(örneğin sodyum) veya gaz(örneğin, hava veya helyum). Soğutucu, içinde fisyon reaksiyonunun gerçekleştiği, ısıtılmış sızdırmaz yapıların dışında yıkanır. Sonuç olarak, soğutucu ısınır ve özel borulardan geçerek enerji aktarır (kendi ısısı şeklinde). Isıtılmış soğutucu, yüksek basınç altında türbine beslenen buharı oluşturmak için kullanılır.

Şekil G.1. Bir nükleer santralin şematik diyagramı: 1 - nükleer reaktör, 2 - sirkülasyon pompası, 3 - ısı eşanjörü, 4 - türbin, 5 - elektrik akımı jeneratörü

Gazlı bir ısı taşıyıcı durumunda, bu aşama yoktur ve türbine doğrudan ısıtılmış gaz verilir.

Rus (Sovyet) nükleer enerji endüstrisinde, iki tip reaktör yaygınlaştı: Sözde Yüksek Güçlü Kanal Reaktörü (RBMK) ve Su-Su Güç Reaktörü (VVER). RBKM örneğini kullanarak, bir nükleer santralin çalışma prensibini biraz daha ayrıntılı olarak ele alacağız.

RBMK

RBMK, rekoru yansıtan 1000 MW kapasiteli bir elektrik kaynağıdır. RBMK-1000. Reaktör, özel bir destek yapısı üzerinde betonarme bir şafta yerleştirilmiştir. Etrafında, üstünde ve altında bulunur biyolojik savunma(iyonlaştırıcı radyasyona karşı koruma). reaktör çekirdeği doldurur grafit duvarcılık(yani, belirli bir şekilde 25x25x50 cm boyutlarında katlanmış grafit blokları) silindirik bir şekle sahiptir. Tüm yükseklik boyunca dikey delikler yapılır (Şekil G.2.). İçlerine metal borular yerleştirilir. kanallar(dolayısıyla "kanal" adı). Ya yakıtlı yapılar (TVEL - yakıt elemanı) ya da reaktörü kontrol etmek için çubuklar kanallara monte edilir. ilk denir yakıt kanalları, ikinci - kontrol ve koruma kanalları. Her kanal bağımsız sızdırmaz bir yapıdır.Reaktör, kanala nötronları emen çubukların daldırılmasıyla kontrol edilir (bu amaçla kadmiyum, boron, öropyum gibi malzemeler kullanılır). Böyle bir çubuk çekirdeğe ne kadar derine girerse, o kadar fazla nötron emilir, bu nedenle fisyon çekirdeği sayısı azalır ve enerji salınımı azalır. İlgili mekanizmalar kümesi denir kontrol ve koruma sistemi (CPS).

Şekil G.2. RBMK şeması.

Her bir yakıt kanalına, reaktöre özel bir güçlü pompa tarafından sağlanan aşağıdan su verilir - buna denir ana sirkülasyon pompası (MCP). Yakıt tertibatının yıkanması, su kaynar ve kanalın çıkışında bir buhar-su karışımı oluşur. O girer tambur ayırıcı (BS)- kuru buharı sudan ayırmanızı (ayırmanızı) sağlayan bir aparat. Ayrılan su, ana sirkülasyon pompası tarafından reaktöre geri yönlendirilir, böylece "reaktör - tambur-ayırıcı - SSC döngüsü kapatılır. - reaktör". denir çoklu zorunlu sirkülasyon döngüsü (MPC). RBMK'da böyle iki kontur vardır.

RBMK'nin çalışması için gereken uranyum oksit miktarı yaklaşık 200 tondur (bunları kullanırken, yaklaşık 5 milyon ton kömür yakarken aynı enerji açığa çıkar). Yakıt, reaktörde 3-5 yıl boyunca "çalışır".

Soğutucu içeride kapalı döngü, Herhangi bir önemli radyasyon kirliliği hariç, dış ortamdan izole edilmiştir. Bu, hem istasyon servislerinin kendileri hem de düzenleyici kurumlar, ekolojistler ve uluslararası kuruluşlar tarafından nükleer santrallerin etrafındaki radyasyon durumuna ilişkin çalışmalarla doğrulanmaktadır.

Soğutma suyu istasyonun yakınındaki bir rezervuardan geliyor. Aynı zamanda alınan suyun doğal bir sıcaklığı vardır ve rezervuara geri akan su yaklaşık 10 °C daha yüksektir. Isıtma sıcaklığı için, yerel ekosistemleri hesaba katmak için daha da sıkılaştırılan katı düzenlemeler vardır, ancak rezervuarın sözde "termal kirliliği", muhtemelen nükleer santrallerden kaynaklanan en önemli çevresel zarardır. Bu dezavantaj ne temeldir ne de aşılmazdır. Bunu önlemek için, soğutma havuzları ile birlikte (veya onların yerine) kullanılır. soğutma kuleleri. Büyük çaplı konik borular şeklinde devasa yapılardır. Soğutma suyu, kondenserde ısıtıldıktan sonra, soğutma kulesinin içinde bulunan çoklu borulara beslenir. Bu tüplerin, içinden suyun aktığı ve soğutma kulesinin içinde "dev bir duş" oluşturan küçük delikleri vardır. Düşen su, atmosferik hava ile soğutulur ve havuzdaki soğutma kulesinin altında toplanır, buradan kondenserin soğutulması için alınır. Su buharlaştıkça soğutma kulesinin üzerinde beyaz bir bulut oluşur.

Nükleer santrallerden radyoaktif emisyonlar 1-2 sipariş izin verilen maksimum (yani, kabul edilebilir derecede güvenli) değerlerin ve nükleer santralin bulunduğu alanlardaki radyonüklid konsantrasyonunun altında MPC'den milyonlarca kat daha az ve doğal radyoaktivite seviyesinden on binlerce kat daha az.

NPP işlemi sırasında işletim sistemine giren radyonüklidler esas olarak fisyon ürünleridir. Bunların ana kısmı, küçük periyotlara sahip inert radyoaktif gazlardır (IRG). yarı ömür ve bu nedenle çevre üzerinde somut bir etkisi yoktur (etkilemeye zaman bulamadan dağılırlar). Fisyon ürünlerine ek olarak, emisyonların bir kısmı aktivasyon ürünleridir (nötronların etkisi altında kararlı atomlardan oluşan radyonüklidler). Radyasyona maruz kalma açısından önemli uzun ömürlü radyonüklidler(DZhN, ana doz oluşturan radyonüklidler sezyum-137, stronsiyum-90, krom-51, manganez-54, kobalt-60'tır) ve iyodin radyoizotopları(esas olarak iyot-131). Ayrıca, nükleer santral emisyonlarındaki payları son derece önemsizdir ve yüzde binde birine tekabül etmektedir.

1999'un sonunda, atıl radyoaktif gazlar için nükleer santrallerdeki radyonüklid emisyonları, uranyum-grafit reaktörleri için izin verilen değerlerin %2,8'ini ve VVER ve BN reaktörleri için %0,3'ünü aşmadı. Uzun ömürlü radyonüklidler için emisyonlar, uranyum-grafit reaktörleri için izin verilen emisyonların %1,5'ini ve VVER ve BN reaktörleri için %0,3'ü, iyot-131 için sırasıyla %1,6 ve %0,4'ünü aşmadı.

lehine önemli bir argüman nükleer güç yakıtın kompaktlığıdır. Yuvarlak tahminler şu şekildedir: 1 kg yakacak odun, 1 kg kömürden - 3 kWh, 1 kg petrolden - 4 kWh, 1 kg nükleer yakıttan (düşük zenginleştirilmiş uranyum) 1 kWh elektrik üretebilir -300.000 kW - h.

A ağır güç ünitesi 1 GW kapasiteli yılda yaklaşık 30 ton düşük zenginleştirilmiş uranyum tüketir (yani yaklaşık yılda bir araba). Aynı gücün bir yıl çalışmasını sağlamak için kömür santrali yaklaşık 3 milyon ton kömüre ihtiyaç vardır (yani yaklaşık günde beş tren).

Uzun ömürlü radyonüklidlerin salınımı kömür veya akaryakıt santralleri aynı kapasitedeki bir nükleer santralden ortalama olarak 20-50 (ve bazı tahminlere göre 100) kat daha fazladır.

Kömür ve diğer fosil yakıtlar, her birinin spesifik aktivitesi birkaç üniteden birkaç yüz Bq / kg'a kadar değişen potasyum-40, uranyum-238, toryum-232 içerir (ve buna bağlı olarak, radyoaktif serilerinin radyum-226 gibi üyeleri , radyum -228, kurşun-210, polonyum-210, radon-222 ve diğer radyonüklidler). Kömür, petrol ve gaz yakıldığında, dünyanın kaya kalınlığındaki biyosferden izole edilirler ve atmosfere salınırlar. Ayrıca, bunlar temel olarak dahili ışınlama alfa-aktif nüklidler açısından en tehlikeli olanlardır. Ve bir kural olarak, kömürün doğal radyoaktivitesi nispeten düşük olmasına rağmen, numaraüretilen enerji birimi başına yakılan yakıt miktarı muazzamdır.

Kömürle çalışan santralin yakınında yaşayan nüfusa radyasyon dozunun bir sonucu olarak (duman emisyonlarının saflaştırma derecesi% 98-99 düzeyinde) daha fazla NPP yakınındaki popülasyona verilen radyasyon dozundan daha fazla 3-5 kez.

Atmosfere emisyonlara ek olarak, kömür santrallerinin atıklarının yoğunlaştığı yerlerde, izin verilen maksimum dozu aşan dozlara yol açabilecek arka plan radyasyonunda önemli bir artış gözlendiğini dikkate almak gerekir. Kömürün doğal faaliyetinin bir kısmı, elektrik santrallerinde büyük miktarlarda biriken külde yoğunlaşmıştır. Aynı zamanda, Kansko-Achinsky yatağından alınan kül örnekleri 400 Bq / kg'dan fazla seviyeler gösteriyor. Donbass'ın uçucu külünün radyoaktivitesi kömür 1000 Bq / kg'ı aşıyor. Ve bu atık hiçbir şekilde çevreden izole edilmemiştir. Kömür yanmasından elde edilen GW yıllık elektrik üretimi, çevreye yüzlerce GBq faaliyetin (esas olarak alfa) salınmasıyla sonuçlanır.

"Petrol ve gazın radyasyon kalitesi" gibi kavramlar nispeten yakın zamanda ciddi dikkat çekmeye başlarken, içlerindeki doğal radyonüklidlerin (radyum, toryum ve diğerleri) içeriği önemli değerlere ulaşabilir. Örneğin, doğal gazdaki radon-222'nin hacimsel aktivitesi, ortalama olarak 300 ila 20.000 Bq / m3 arasındadır ve maksimum değerler 30.000-50.000'e kadardır ve Rusya yılda yaklaşık 600 milyar bu tür metreküp üretir.

Bununla birlikte, hem nükleer santrallerden hem de termik santrallerden kaynaklanan radyoaktif emisyonların halk sağlığı için gözle görülür sonuçlara yol açmadığına dikkat edilmelidir. Kömür santralleri için bile bu, diğerlerinden önemli ölçüde daha düşük olan üçüncül bir çevresel faktördür: kimyasal ve aerosol emisyonları, atık, vb.

EK H

Nükleer santral ve yapısı:

Nükleer santral (NPP) Amacı elektrik enerjisi üretmek olan bir nükleer tesistir.

- yeniden yükleme yapmak için bir makine yakıt(makineyi yeniden yükleyin).

Bu ekipmanın çalışması personel tarafından kontrol edilir - bu amaçla bir blok kontrol paneli kullanan operatörler.

Reaktörün kilit unsuru, beton bir şaftta bulunan bir bölgedir. Ayrıca kontrol ve koruma işlevleri için bir sistem sağlar; kontrollü fisyon zincir reaksiyonunun gerçekleşeceği modu seçmek için kullanılabilir. Sistem ayrıca acil bir durumda reaksiyonu hızlı bir şekilde durdurmanızı sağlayan acil durum koruması sağlar.

ikinci binada nükleer güç istasyonu türbin ve buhar jeneratörlerini barındıran bir türbin salonu var. Ayrıca, nükleer yakıtın yeniden yüklendiği ve kullanılmış nükleer yakıtın özel olarak sağlanan havuzlarda depolandığı bir bina bulunmaktadır.

bölgede nükleer enerji santrali bulunan kapasitörler sirkülasyonlu soğutma sisteminin bileşenleri olan soğutma kuleleri, soğutma havuzu ve sıçrama havuzunun yanı sıra. Soğutma kuleleri, betondan yapılmış ve kesik koni şeklinde şekillendirilmiş kulelerdir; doğal veya yapay bir rezervuar gölet görevi görebilir. nükleer güç istasyonu topraklarının sınırlarını aşan yüksek voltajlı elektrik hatları ile donatılmıştır.

Dünyada ilk inşaat nükleer enerji santrali 1950 yılında Rusya'da başlanmış ve dört yıl sonra tamamlanmıştır. Projenin uygulanması için köyün yakınında bir alan seçilmiştir. Obninsky (Kaluga bölgesi).

Ancak ilk elektrik üretimi 1951'de Amerika Birleşik Devletleri'nde başladı; İlk başarılı vaka Idaho'da kaydedildi.

Üretim alanında elektrik ABD, yılda 788 milyar kWh'den fazla üretimle lider durumda. Üretim açısından liderler listesi ayrıca Fransa, Japonya, Almanya ve Rusya'yı da içeriyor.

Bir nükleer santralin çalışma prensibi:

Enerji kullanılarak üretilir reaktör nükleer fisyon sürecinin gerçekleştiği yer. Bu durumda, ağır bir çekirdek, çok heyecanlı bir durumda olan nötronları (ve diğer parçacıkları) yayan iki parçaya bozunur. Nötronlar, sırayla, daha fazla nötronun yayıldığı yeni fisyon süreçlerini indükler. Bu sürekli bozulma sürecine, karakteristik bir özelliği büyük miktarda enerji salınımı olan nükleer zincir reaksiyonu denir. Bu enerjinin üretimi çalışmanın amacıdır. nükleer enerji santrali(NÜKLEER GÜÇ İSTASYONU).

Üretim süreci aşağıdaki aşamaları içerir:

1. 1. nükleer enerjinin termal enerjiye dönüştürülmesi;
2. 2. termal enerjinin mekanik enerjiye dönüştürülmesi;
3. 3. mekanik enerjinin elektrik enerjisine dönüştürülmesi.

İlk aşamada reaktör nükleer yükleniyor yakıt(uranyum-235) kontrollü bir zincir reaksiyonunu tetikler. Yakıt, önemli miktarda ısı üreten termal veya yavaş nötronları serbest bırakır. Reaktör çekirdeğinden ısıyı çıkarmak için, çekirdeğin tüm hacminden geçen bir soğutucu kullanılır. Sıvı veya gaz halinde olabilir. Elde edilen ısı enerjisi daha sonra bir buhar jeneratöründe (ısı eşanjörü) buhar üretmek için kullanılır.

İkinci aşamada türbin jeneratörüne buhar verilir. Burada buharın termal enerjisi mekanik enerjiye dönüştürülür - türbin dönüşünün enerjisi.

Üçüncü aşamada, bir jeneratör yardımıyla türbin dönüşünün mekanik enerjisi elektrik enerjisine dönüştürülür ve daha sonra tüketicilere gönderilir.

Nükleer santrallerin sınıflandırılması:

Nükleer enerji santralleriİçlerinde çalışan reaktörlerin türüne göre sınıflandırılır. İki ana tip nükleer santral vardır:

- işletmede termal nötron kullanan reaktörlerle (basınçlı su nükleer reaktörü, kaynar basınçlı su reaktörü, ağır su nükleer reaktörü, grafit-gaz nükleer reaktör, grafit-su nükleer reaktörü ve diğer termal reaktörler);

- hızlı nötron kullanan reaktörlerle (hızlı nötron reaktörleri).

Üretilen enerjinin türüne göre iki tip ayırt edilir. atomik enerji santralleri :

– nükleer güç istasyonu elektrik üretimi için;

- NPP - amacı sadece elektrik değil, aynı zamanda termal enerji üretmek olan nükleer kombine ısı ve enerji santralleri.

Bir nükleer santralin bir, iki ve üç devreli reaktörleri:

Reaktör nükleer enerji santrali soğutucunun devresine yansıyan bir, iki veya üç devre olabilir - sırasıyla bir, iki veya üç devreye sahip olabilir. Ülkemizde en yaygın olanı iki devreli basınçlı su güç reaktörleri (VVER) ile donatılmış tesislerdir. Rosstat'a göre, bugün 4 nükleer güç istasyonu 1 döngülü reaktörlü, 5'i 2 döngülü reaktörlü ve biri 3 döngülü reaktörlü.

Tek döngülü reaktörlü nükleer santraller:

Nükleer enerji santralleri bu tip - tek döngülü bir reaktör ile RBMK-1000 tipi reaktörlerle donatılmıştır. Blokta bir reaktör, iki yoğuşmalı türbin ve iki jeneratör bulunuyor. Reaktörün yüksek çalışma sıcaklıkları, tek döngülü bir devrenin kullanılmasını mümkün kılan bir buhar jeneratörünün işlevini aynı anda gerçekleştirmesine izin verir. İkincisinin avantajı, nispeten basit bir çalışma prensibidir, ancak özellikleri nedeniyle, koruma sağlamak oldukça zordur. radyasyon... Bunun nedeni, bu şema uygulandığında, ünitenin tüm elemanlarının radyoaktif radyasyona maruz kalmasıdır.

Bypass reaktörlü nükleer santraller:

İki devreli şema üzerinde kullanılır nükleer güç istasyonu VVER tipine ait reaktörler ile. Bu istasyonların çalışma prensibi şu şekildedir: reaktör çekirdeğine basınç altında su olan bir soğutucu verilir. Isınır, ardından ısı eşanjörüne (buhar jeneratörü) girer, burada ikinci devrenin suyunu kaynama noktasına kadar ısıtır. Radyasyon sadece ilk devre tarafından yayılır, ikincisinin radyoaktif özelliği yoktur. Blok cihazı, bir jeneratörün yanı sıra bir veya iki yoğuşmalı türbin içerir (ilk durumda, güç türbinler 1000 megawatt, ikinci - 2 x 500 megawatt).

Bypass reaktörleri alanındaki önde gelen gelişme, Rosenergoatom endişesi tarafından önerilen VVER-1200 modelidir. 90'lı yıllarda yurtdışından gelen siparişlere göre üretilen VVER-1000 reaktörünün modifikasyonları temelinde geliştirildi. ve mevcut binyılın ilk yıllarında. Yeni modelde, önceki modelin tüm parametreleri iyileştirildi ve reaktörün kapalı bölmesinden radyoaktif radyasyonun kaçması riskini azaltmak için ek güvenlik sistemleri sağlandı. Yeni gelişme bir takım avantajları vardır - kapasitesi önceki modele göre %20 daha fazladır, kapasite faktörü %90'a ulaşır, aşırı yüklenmeden bir buçuk yıl çalışabilir yakıt(olağan süreler 1 yıldır), işletme süresi 60 yıldır.

Üç döngülü reaktörlü nükleer santraller:

Üç devreli şema üzerinde kullanılır nükleer enerji santralleri BN tipi ("hızlı sodyum") reaktörler ile. Bu tür reaktörlerin çalışması hızlı nötronlara dayanır; soğutucu olarak radyoaktif sıvı sodyum kullanılır. Su ile temasını önlemek için, reaktörün tasarımında, radyoaktif özellikleri olmayan sodyumun kullanıldığı ek bir devre sağlanır; bu, üç devreli bir devre türü sağlar.

Geçen yüzyılın 80'li - 90'lı yıllarında geliştirilen modern 3 döngülü reaktör BN-800, Rusya'ya hızlı reaktörlerin üretiminde lider konumlar sağladı. Anahtar özelliği, içeriden veya dışarıdan kaynaklanan etkilerden korunmasıdır. Bu model, ışınlanmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi sırasında çekirdeğin eridiği ve plütonyumun salındığı bir kaza riskini en aza indirir.

Düşünülen reaktörde kullanılabilir Farklı türde yakıtlar - uranyum oksit veya uranyum bazlı MOX yakıtı ile geleneksel ve