Каскадное и комплексное использование водных ресурсов

Развитие гидроэнергетики осуществляется главным образом за счет каскадного освоения водных ресурсов. В этих условиях гидроэнергетические ресурсы отдельных рек используются не одной гидроэлектростанцией, а несколькими, последовательно расположенными друг за другом.

При этом в каскаде могут быть как плотинные, так и деривационные гидроэлектростанции.

Как показывает практика, каскадные схемы позволяют полнее и экономичнее использовать энергетический потенциал реки, поскольку они, в частности, уменьшают энергетические потери водотока.

Энергоэкономическая эффективность каскада при проектировании определяется количеством ступеней и месторасположением каждого гидроузла, определяющего размеры водохранилища, напора, мощности и капитальных вложений. Особое значение при этом приобретают экологические аспекты.

В числе наиболее крупных объединенных каскадов страны следует отметить Ангаро­Енисейский, в том числе Саяно-Шушенская ГЭС мощностью 6400 МВт и Красноярская ГЭС 6000 МВт. Это уникальный каскад по своим энергоэкономическим показателям. Вторым объединённым крупнейшим каскадом является Волжско-Камский.

Рис. 6.3 Волжско-Камский каскад

 

13. Регулирование речного стока

Регулирование стока — это процесс перераспределения его водохранилищем в соответствии с требованиями водохозяйственного комплекса.

Водохранилищем- называется искусственный водоем, образующийся перед плотиной.

Речной сток аккумулируется в водохранилище в периоды, когда естественная приточность воды превышает потребности в ней, и расходуется в периоды, когда потребность в воде превышает приточность.

Период аккумуляции речного стока называется наполнением водохранилища, а период отдачи наполненной воды — сработкой водохранилища.

 

НПУ- нормальный подпорный уровень. Максимальный уровень воды, при котором ГЭС и все сооружения гидроузла могут работать длительное время

НПУ- нормальный подпорный уровень. Максимальный уровень воды, при котором ГЭС и все сооружения гидроузла могут работать длительное время

ФПУ- форсированный подпорный уровень. Максимально возможный уровень воды в водохранилище по условиям надежности сооружений.

Объем водохранилища между отметками ФПУ и НПУ называется резервным. Он используется только для трансформации (срезки) половодий редкой повторяемости. Резервный объем должен быть сработан до НПУ сразу же по прошествии половодья.

Уровень воды в нижнем бьефе ГЭС определяется расходом, который пропускается в нижний бьеф через турбины, водосбросы или шлюзы гидроузла — Zн.б(н.б). Зимой кривая связи уровней воды и расходов нижнего бьефа будет располагаться выше вследствие уменьшения живого сечения нижнего бьефа за счет льда

Основные виды регулирования стока:

 

>
Суточное регулирование предназначено для обеспечения неравномерного расхода воды через агрегаты ГЭС.

> Недельное регулирование обеспечивает неравное потребление воды агрегатами ГЭС в течение недели.

> Годичное регулирование позволяет перераспределять сток воды в течение года в соответствии с потребностями энергосистемы и водопотребителей.

> Многолетнее регулирование предназначено для увеличения расхода ГЭС и выработки электроэнергии в маловодные годы за счет стока многоводных лет.

Некоторые специальные виды регулирования

Компенсирующее регулирование производится верховым водохранилищем каскада ГЭС, чтобы компенсировать неравномерность притока с промежуточного водосбора между створами водохранилища и ГЭС.

Возможно производить компенсирующее регулирование ГЭС, расположенных на разных водотоках, но объединенных единой энергетической системой.

Трансформация паводков и половодий производится водохранилищем с целью задержки пиковой части паводка и уменьшения наводнения на реке ниже водохранилища.

Аварийное использование водохранилища

ГЭС предусматривает его сработку при аварии в электроэнергетической системе. В этом случае ГЭС принимает на себя дополнительную нагрузку до ликвидации аварии. После ликвидации аварии в энергосистеме сработанный объем восстанавливается за счет снижения нагрузки ГЭС или за счет ближайшего по времени паводка

АЭС

Вещество, выделяющее энергию деления ядра атома, называют условно ядерным горючим (топливом). В настоящее время имеются два класса тепловых электростанций - на органическом и ядерном топливе (горючем).

Ядерным горючим служит большей частью природный уран U-238, обогащённый ураном U-235, содержание которого в природном уране составляет менее 1%. Ядра урана U-235 обладают способностью самопроизвольного деления, сопровождающегося выделением «быстрых» нейтронов и большого количества тепла.

Скорость быстрых нейтронов составляет 10000 км/с. Главная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой «калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связанные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

Атомные электростанции имеют большое преимущество перед тепловыми в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выброса золы, вредных сернистых газов и окислов азота. Быстрое развитие атомной энергетики стало возможным благодаря большому размаху работ по ядерной физике.

Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую очередь природе открытого в 1932 году нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они недолговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 минут, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов. По значению энергии нейтронов их подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые.

Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающейся при тепловом равновесии со средой.

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов состоит в том, что при присоединении нейтрона к ядру образуется возбуждённое ядро, которое может оказаться столь неустойчивым, что распадается на два осколка, то есть ядра более мелких элементов. При этом испускается два или три новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Осколки деления — это изотопы элементов, расположенных в средней части периодической системы Менделеева.

Устройство, в котором энергия деления ядер атома используется в виде тепловой энергии, называется ядерным реактором. В настоящее время на атомных электростанциях используют преимущественно реакторы на тепловых нейтронах. В этих реакторах первоначальную скорость нейтронов при выделении из ядра атомов снижают, применяя замедлители, которыми служат вещества, с небольшим молекулярным весом: обычная вода Н₂О, тяжёлая вода Б₂О, углерод С в виде графита и другие. Тяжёлую воду добывают из обычной, в которой она содержится в очень небольшом количестве, путём сложного процесса, связанного с большими затратами энергии. Поэтому стоимость тяжёлой воды очень высока.

Недостатком ядерных реакторов на тепловых нейтронах является недостаточно полное использование ядерного топлива. Поэтому более широкое применение на атомных электростанциях получат ядерные реакторы на быстрых нейтронах, так называемые реакторы- размножители, в которых неактивные природные элементы преобразуются в активные изотопы, например, U-238 в плутоний Ри-239, торий Th-232, уран U-233, при одновременном выделении энергии, преобразуемой в электрическую. Недостатком ядерных реакторов на тепловых нейтронах является недостаточно полное использование ядерного топлива.

Рассмотрим схему реакции деления ядер урана.

Рисунок 7.1.

 

 

Тепловые схемы АЭС

Тепловые схемы АЭС: одноконтурные, двухконтурные, трехконтурные. Основное энергетическое оборудование АЭС:                                    атомные реакторы типа РБМК, ВВЭР, БН.

Высокотемпературные газоохлаждающие реакторы (ВТГР). Парогенераторы, турбины, промежуточные сепараторы АЭС. Особенности паротурбинного цикла АЭС.

       АЭС на тепловых нейтронах

На современных атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерных энергетических реакторах на тепловых нейтронах. Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рис.8.1) являются тепловыделяющие

 

1-тепловыделяющие элементы; 2-замедлитель; 3-отражатель; 4-корпус реактора; 5- бетонная защита; 6-вход теплоносителя; 7-регулирующие стержни; 8-выход теплоносителя.

ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионноустойчивую защитную трубку-оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющей таким образом отвод тепла из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и то, же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону.

Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных излучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Бетон содержит до 10% (по массе) физически связанных молекул воды и замедляет быстрые нейтроны, а затем поглощает их. Роль защиты в реакторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Толщина бетонной защиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоактивные излучения не превышали специально установленных норм. В допустимых дозах они не опасны, как не опасны слабые радиоактивные излучения, при­ходящие на землю из космоса.

235

Около 40% всех рожденных при делении ядер U нейтронов полезно поглощается

235                                                                                          238

другими ядрами U, не менее 50% неизбежно поглощается в инертном U, в замедлителе, теплоносителе и конструкционных материалах, расположенных в активной зове. При этом на утечку наружу может приходиться не более 10% общего числа рожденных нейтронов. Если

объем активной зоны относительно мал, то утечка нейтронов превышает «допустимую» и

235

самоподдерживающаяся реакция деления ядер U не происходит.

С ростом объема активной зоны утечка нейтронов относительно уменьшается. При вполне определенном ее объеме, когда достигается вышеназванный баланс нейтронов, начинается

235

самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер U. Этот объем называется критическим, а соответствующая ему масса топлива - критической массой. Однако реактор с загрузкой, равной критической, длительно работать не может поскольку в процессе работы топливо выгорает. Поэтому в действительности загрузка реактора в несколько десятков раз превышает критическую, но при этом для обеспечения требуемого баланса нейтронов в активную зону реактора вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. Такие стержни называются компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную загрузку топлива или, по специальной терминологии, избыточную реактивность реактора.

При работе реактора по мере выгорания топлива компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны и таким образом реактор непрерывно поддерживается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т. е. для поддержания ее на заданном уровне.

Существующие конструкции реакторов на тепловых нейтронах во многом определяются тем, какие вещества используются в качестве замедлителя и теплоносителя.

На АЭС в качестве замедлителей используют обычную воду и графит, а в качестве теплоносителя обыкновенную воду. Это и определило два типа ядерных реакторов:

> водо-водяные реакторы, в которых вода является и замедлителем и теплоносителем

> уран-графитовые реакторы, в которых замедлителем является графит, а теплоносителем вода.

К первому типу относятся реакторы марки ВВЭР. Активная зона реактора представляет собой емкость, заполненную водой с погруженными в нее сборками тепловыделяющих элементов. Реакторы этого типа выполняются по двухконтурной схеме (рис. 8.2).

В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело-пар движутся по самостоятельным контурам (соответственно первому и второму), общим элементом которых является парогенера­тор. Нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (теплообменник), отдает теплоту рабочему телу и циркуляционным насосом снова возвращается в реактор. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу, затем конденсируется в конденсаторе, а конденсат питательным насосом подается в парогенератор. Таким образом, радиоактивный контур теплоносителя включает не все оборудование станции, а лишь его часть.

Рис. 8.2. Схема АЭС с реактором типа ВВЭР:

 

1-реактор; 2-парогенератор; 3-паровая турбина; 4- генератор; 5-конденсатор; 6-циркуляционный насос; 7- питательный насос.

Энергоблоки с реакторами ВВЭР-440 первого поколения введены в эксплуатацию в 1972 году. В 1980 году на Нововоронежской АЭС был пущен первый блок с реактором ВВЭР-1000. Вода первого контура имеет давление 16,5 МПа и температуру 350 ⁰С, что обеспечивает

48

надежный отвод тепла из корпуса реактора. Во втором контуре давление принято 5,9 МПа, что приводит к образованию пара с температурой 289 ⁰С. При таких сравнительно низких параметрах острого пара блок оснащается одним турбогенератором на 1000 МВт с n=1500 оборотов в минуту или двумя турбогенераторами 500 МВт при n=3000. Загрузка реактора составляет 66 тонн обогащенного урана, которого хватает на 900 дней работы.

Сегодня 6 реакторов типа ВВЭР-440 работают на Кольской и Нововоронежской АЭС, 7 реакторов типа ВВЭР-1000 работают на Балаковской, Калининской и Нововоронежской АЭС. Недавно после долгого перерыва из-за аварии на Чернобыльской АЭС пущен в работу реактор ВВЭР-1000 на Ростовской (Волгодонской) АЭС. Готовится к пуску такой же блок на Калининской АЭС. Ежегодно на реакторах типа ВВЭР в России вырабатывается около 40 млрд. кВтч электроэнергии.

Другим типом энергетических ядерных реакторов является уран-графитовый реактор типа РБМК с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя. Этот реактор имеет канальную конструкцию. Активная зона в них состоит из графитовой кладки, в которой сделаны вертикальные каналы. В большинстве каналов размещаются тепловыделяющие кассеты. Ядерное топливо - обогащенный уран размещается в кольцевом пространстве ТВЭЛа между внутренней рассчитанной на высокое давление трубкой, по которой протекает теплоноситель, и внешней тонкостенной трубкой.

В отличие от водо-водяных реакторов вода здесь кипит с образование паро-водяной смеси, которая поступает в барабан-сепаратор. В барабане влажный пар разделяется на воду и сухой пар, который затем поступает в турбину. Отработавший пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме имеется только один контур (рис. 8.3), а теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию.

Рис. 6.3. Схема блока с реактором типа РБМК:

1-реактор; 2-барабан-сепаратор; 3-паровая турбина; 4- генератор;

5-конденсатор; 6-циркуляционный насос; 7- питательный насос.

Достоинство одноконтурных схем по сравнению с двухконтурными состоит в их простоте и большей тепловой экономичности.

Первые энергоблоки ЭГП-6 с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности были установлены на Билибинской АЭС в 1974 году. Блок 600 МВт с канальным реактором работает на Белоярской АЭС. В эти же годы была разработана серия реакторов этого типа, но большой мощности достигшей 1000 МВт и даже 1500 МВт. Этим реакторам было присвоено наименование РБМК.

Первый реактор серии РБМК-1000 был пущен в эксплуатацию на Ленинградской АЭС в 1973 году. Острый пар, поступающий в турбину, имеет примерно такие же параметры как и в реакторах типа ВВЭР-1000. Реакторы типа РБМК-1000 общей мощностью 11000 МВт установлены на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. В Литве на Игналинской АЭС был пущен самый мощный реактор РБМК-1500.

8.1. Реакторы на быстрых нейтронах

При нынешних объемах и темпах роста атомной энергетики запасы природного дешевого урана ²³⁵U, используемого на АЭС, работающих на тепловых нейтронах, могут быть исчерпаны в ближайшие 50 лет. Поэтому одной из важнейших задач является вовлечение в энергобаланс

238

основного изотопа урана U, содержание которого в природном уране составляет 99,3 %. Для этих целей могут использоваться реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Работы по созданию таких реакторов были начаты в Советском Союзе в 1949 году. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах БР-2 тепловой мощностью 2 МВт был пущен в 1956 году.

Первый крупный промышленный атомный реактор БН-350 был введен в работу в 1973 году в г. Шевченко на Каспии, энергия которого использовалась в основном для опреснения воды. На Белоярской АЭС успешно работает еще более мощный БН-600, пущенный в 1980 году. В мире было создано всего несколько реакторов такого типа, которые по разным причинам были остановлены.

К недостаткам натрия как теплоносителя относится его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром. Поэтому, чтобы даже в аварийных ситуациях исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.

В трехконтурных схемах (рис.8.4) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник, отдает в нем теплоту нерадиоактивному теплоносителю второго (промежуточного) контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор.

Рис. 8.4. Схема блока АЭС с реактором типа БН: 1-реактор; 2-теплообменник; 3-паровая турбина; 4- генератор; 5-конденсатор; 6- циркуляционный насос; 7- питательный насос; 8-парогенератор; 9-циркуляционный насос. Теплоносителем второго контура также является натрий, он отдает теплоту в парогенераторе рабочему телу - воде. Полученный в парогенераторе пар поступает в паровую турбину. Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат, однако повышает надежность и безопасность работы станции. В реакторах на быстрых нейтронах гораздо больше выделяется тепла в единице объема активной зоны, существенно выше интенсивность нейтронного потока и сложнее условия работы металла всех элементов реактора.