EntradaPlantas de energía nuclear. NPP: principio de funcionamiento, características, historia y datos interesantes Mensaje NPP sobre física
planta de energía nuclear
Central nuclear (NPP)- un complejo de estructuras técnicas diseñadas para generar energía eléctrica utilizando la energía liberada durante una reacción nuclear controlada.
En la segunda mitad de los años 40, incluso antes de la finalización del trabajo sobre la creación de la primera bomba atómica (su prueba, como se sabe, tuvo lugar el 29 de agosto de 1949), los científicos soviéticos comenzaron a desarrollar los primeros proyectos para la paz. uso de la energía atómica, cuya dirección general se convirtió inmediatamente en la industria de la energía eléctrica.
En 1948, por sugerencia de I.V. Kurchatov y de acuerdo con la tarea del partido y el gobierno, comenzó el primer trabajo sobre la aplicación práctica de la energía atómica para generar electricidad.
En mayo de 1950, cerca del pueblo de Obninskoye, región de Kaluga, comenzaron los trabajos de construcción de la primera central nuclear del mundo.
La primera planta de energía nuclear del mundo con una capacidad de 5 MW se inauguró el 27 de junio de 1954 en la URSS, en la ciudad de Obninsk, ubicada en la región de Kaluga. En 1958, se puso en funcionamiento la primera etapa de la Central Nuclear de Siberia con una capacidad de 100 MW (la capacidad total de diseño es de 600 MW). En el mismo año, comenzó la construcción de la central nuclear industrial de Beloyarsk, y el 26 de abril de 1964, el generador de la primera etapa entregó corriente a los consumidores. En septiembre de 1964, se puso en funcionamiento la Unidad 1 de la central nuclear de Novovoronezh con una capacidad de 210 MW. La segunda unidad con una capacidad de 350 MW se puso en funcionamiento en diciembre de 1969. En 1973 se puso en funcionamiento la central nuclear de Leningrado.
Fuera de la URSS, la primera central nuclear de uso industrial con una capacidad de 46 MW se puso en funcionamiento en Calder Hall (Gran Bretaña) en 1956. Un año más tarde, se puso en funcionamiento una central nuclear de 60 MW en Shippingport (EE.UU. ).
Los líderes mundiales en la producción de electricidad nuclear son: EE. UU. (788 600 millones de kWh/año), Francia (426 800 millones de kWh/año), Japón (273 800 millones de kWh/año), Alemania (158 400 millones de kWh/año) y Rusia (154,7 mil millones de kWh/año).
A principios de 2004 había 441 reactores nucleares en funcionamiento en el mundo, la empresa rusa TVEL OJSC suministra combustible para 75 de ellos.
La central nuclear más grande de Europa es la central nuclear de Zaporozhye, cerca de la ciudad de Energodar (región de Zaporozhye, Ucrania), cuya construcción comenzó en 1980 y, a mediados de 2008, están en funcionamiento 6 reactores nucleares con una capacidad total de 6 GigaWatt.
La planta de energía nuclear más grande del mundo, Kashiwazaki-Kariwa en términos de capacidad instalada (a partir de 2008), está ubicada en la ciudad japonesa de Kashiwazaki, prefectura de Niigata; hay cinco reactores de agua en ebullición (BWR) y dos reactores nucleares de ebullición avanzados. (ABWR) en funcionamiento, cuya capacidad total es de 8.212 GigaWatt.
Clasificación
Por tipo de reactor
Las centrales nucleares se clasifican según los reactores instalados en ellas:
Reactores de neutrones térmicos que utilizan moderadores especiales para aumentar la probabilidad de absorción de un neutrón por los núcleos de los átomos de combustible
reactores de agua ligera
reactores de agua pesada
Reactores de neutrones rápidos
Reactores subcríticos que utilizan fuentes de neutrones externas
Reactores de fusión
Por tipo de energía liberada
Según el tipo de energía suministrada, las centrales nucleares se pueden dividir en:
Centrales nucleares (NPP) diseñadas para generar electricidad únicamente
Centrales nucleares combinadas de calor y energía (NPP) que generan tanto electricidad como calor
Sin embargo, todas las centrales nucleares de Rusia cuentan con plantas de cogeneración diseñadas para calentar el agua de la red.
Principio de operación
La figura muestra un diagrama del funcionamiento de una central nuclear con un reactor de potencia de doble circuito refrigerado por agua. La energía liberada en el núcleo del reactor se transfiere al refrigerante primario. A continuación, el refrigerante entra en el intercambiador de calor (generador de vapor), donde calienta el agua del circuito secundario hasta que hierve. El vapor resultante ingresa a las turbinas que hacen girar los generadores eléctricos. A la salida de las turbinas, el vapor ingresa al condensador, donde es enfriado por una gran cantidad de agua proveniente del depósito.
El compensador de presión es un diseño bastante complejo y voluminoso, que sirve para equilibrar las fluctuaciones de presión en el circuito durante la operación del reactor, que surgen debido a la expansión térmica del refrigerante. La presión en el 1er circuito puede alcanzar hasta 160 atmósferas (VVER-1000).
Además del agua, también se puede usar sodio o gas fundido como refrigerante en varios reactores. El uso de sodio permite simplificar el diseño de la carcasa del núcleo del reactor (a diferencia del circuito de agua, la presión en el circuito de sodio no supera la presión atmosférica), eliminar el compensador de presión, pero crea sus propias dificultades asociadas con el aumento de la actividad química de este metal.
El número total de lazos puede variar para diferentes reactores, el diagrama de la figura es para reactores de tipo VVER (Pulled Water Power Reactor). Los reactores de tipo RBMK (High Power Channel Type Reactor) utilizan un circuito de agua, y los reactores BN (Fast Neutron Reactor) utilizan dos circuitos de sodio y uno de agua.
Si no es posible utilizar una gran cantidad de agua para condensar el vapor, en lugar de utilizar un depósito, se puede enfriar el agua en torres de refrigeración especiales (cooling towers), que, por su tamaño, suelen ser la parte más visible de una central nuclear.
Ventajas y desventajas
Ventajas de las centrales nucleares:
Sin emisiones nocivas;
Las emisiones de sustancias radiactivas son varias veces menores que las del carbón. centrales de similar capacidad (las cenizas de las centrales térmicas de carbón contienen un porcentaje de uranio y torio suficiente para su extracción rentable);
Una pequeña cantidad de combustible utilizado y la posibilidad de su reutilización después del procesamiento;
Alta potencia: 1000-1600 MW por unidad;
Bajo coste de energía, especialmente calor.
Desventajas de las centrales nucleares:
El combustible irradiado es peligroso y requiere medidas de reprocesamiento y almacenamiento complejas y costosas;
La operación de potencia variable es indeseable para los reactores de neutrones térmicos;
Las consecuencias de un posible incidente son extremadamente graves, aunque su probabilidad es bastante baja;
Grandes inversiones de capital, tanto específicas, por 1 MW de potencia instalada para unidades de potencia inferior a 700-800 MW, como generales, necesarias para la construcción de la central, su infraestructura, así como en caso de posible liquidación.
Seguridad de las centrales nucleares
Rostekhnadzor supervisa la seguridad de las centrales nucleares rusas.
La seguridad nuclear está regulada por los siguientes documentos:
Disposiciones generales para garantizar la seguridad de las centrales nucleares. OPB-88/97 (PNAE G-01-011-97)
Normas de Seguridad Nuclear para Instalaciones de Reactores en Centrales Nucleares. NBY RU AS-89 (PNAE G - 1 - 024 - 90)
La seguridad radiológica está regulada por los siguientes documentos:
Normas sanitarias de las centrales nucleares. SP AS-99
Normas básicas para garantizar la seguridad radiológica. OSPORB-02
perspectivas
A pesar de estas deficiencias, la energía nuclear parece ser la más prometedora. Las formas alternativas de obtención de energía, debidas a la energía de las mareas, el viento, el sol, las fuentes geotérmicas, etc., se caracterizan actualmente por un bajo nivel de energía extraída y su baja concentración. Además, este tipo de generación de energía conlleva sus propios riesgos para el medio ambiente y el turismo (producción “sucia” de células fotovoltaicas, peligro de los parques eólicos para las aves y cambios en la dinámica de las olas).
Académico Anatoly Alexandrov: "La energía nuclear a gran escala será el mayor beneficio para la humanidad y resolverá una serie de problemas agudos".
Actualmente, se están desarrollando proyectos internacionales de reactores nucleares de nueva generación, como GT-MGR, que mejorarán la seguridad y aumentarán la eficiencia de las centrales nucleares.
Rusia ha comenzado la construcción de la primera planta de energía nuclear flotante del mundo, que resolverá el problema de la escasez de energía en las zonas costeras remotas del país [¿fuente?]
Los EE. UU. y Japón están desarrollando minicentrales nucleares con una capacidad de aproximadamente 10-20 MW con el propósito de suministrar calor y energía a industrias individuales, complejos residenciales, y en el futuro - y casas individuales. Con una disminución en la capacidad de la instalación, la escala esperada de producción aumenta. Los reactores de pequeño tamaño (ver, por ejemplo, Hyperion NPP) se crean utilizando tecnologías seguras que reducen en gran medida la posibilidad de fuga de material nuclear.
Producción de hidrógeno
El gobierno de los Estados Unidos ha adoptado la Iniciativa del Hidrógeno Atómico. Se está trabajando (junto con Corea del Sur) para crear una nueva generación de reactores nucleares capaces de producir hidrógeno en grandes cantidades. INEEL (Laboratorio Nacional de Ingeniería Ambiental de Idaho) predice que una unidad planta de energía nuclear la próxima generación producirá hidrógeno diario equivalente a 750.000 litros de gasolina.
Se están financiando investigaciones para producir hidrógeno en las centrales nucleares existentes.
Energía termonuclear
Aún más interesante, aunque una perspectiva relativamente lejana, es el uso de la energía de fusión nuclear. Los reactores termonucleares, según los cálculos, consumirán menos combustible por unidad de energía, y tanto este combustible (deuterio, litio, helio-3) como sus productos de síntesis son no radiactivos y, por tanto, ambientalmente seguros.
En la actualidad, con la participación de Rusia en el sur de Francia, la construcción de una termoeléctrica experimental internacional reactor nuclear ITER.
construcción de centrales nucleares
Selección del sitio
Uno de los principales requisitos a la hora de evaluar la posibilidad de construir una central nuclear es garantizar la seguridad de su funcionamiento para la población circundante, que está regulada por normas de seguridad radiológica. Una de las medidas para proteger el medio ambiente, el territorio y la población de los efectos nocivos durante el funcionamiento de una central nuclear es la organización de una zona de protección sanitaria a su alrededor. Al elegir un sitio para la construcción de una central nuclear, el debe tenerse en cuenta la posibilidad de crear una zona de protección sanitaria definida por un círculo, cuyo centro sea la chimenea de ventilación de la central nuclear. Los residentes tienen prohibido vivir en la zona de protección sanitaria. Atención especial debe estar dirigido al estudio de los regímenes de viento en el área de construcción de la central nuclear con el fin de ubicar la central nuclear en el lado de sotavento en relación con los asentamientos. Con base en la posibilidad de una fuga de emergencia de fluidos activos, se da preferencia a los sitios con aguas subterráneas profundas estancadas.
Al elegir un sitio para la construcción de una central nuclear, el suministro técnico de agua es de gran importancia. La planta de energía nuclear es un importante usuario de agua. El consumo de agua de las centrales nucleares es insignificante y el uso de agua es grande, es decir, la mayor parte del agua se devuelve a la fuente de suministro de agua. Las centrales nucleares, así como todas las instalaciones industriales en construcción, están sujetas a requisitos ambientales. Al elegir un sitio para la construcción de una central nuclear, se deben cumplir los siguientes requisitos:
los terrenos asignados para la construcción de centrales nucleares son inadecuados o no aptos para la producción agrícola;
el sitio de construcción está ubicado cerca de embalses y ríos, en áreas costeras que no están inundadas por aguas de inundación;
los suelos del sitio permiten la construcción de edificios y estructuras sin medidas costosas adicionales;
el nivel del agua subterránea está por debajo de la profundidad de los sótanos de los edificios y las comunicaciones de ingeniería subterráneas, y no se requieren costos adicionales para el drenaje durante la construcción de una planta de energía nuclear;
el sitio tiene una superficie relativamente plana con una pendiente que proporciona drenaje superficial, mientras que los movimientos de tierra se reducen al mínimo.
Los sitios de construcción de centrales nucleares, por regla general, no pueden ubicarse:
en zonas kársticas activas;
en áreas de deslizamientos de tierra pesados (masivos) y flujos de lodo;
en zonas de posible acción de avalanchas de nieve;
en áreas pantanosas y anegadas con una afluencia constante de agua subterránea a presión,
en áreas de grandes fallas como resultado de labores mineras;
en áreas sujetas a eventos catastróficos como tsunamis, etc.
en áreas donde se encuentran minerales;
Con el fin de determinar la posibilidad de construir una central nuclear en las áreas designadas y comparar opciones en términos de condiciones geológicas, topográficas e hidrometeorológicas, en la etapa de selección del sitio se realizan estudios específicos para cada opción considerada para colocar una central planta.
Los estudios de ingeniería geológica se realizan en dos etapas. En la primera etapa, se recopilan materiales en estudios realizados previamente en el área en consideración y se determina el grado de conocimiento del sitio de construcción propuesto. En la segunda etapa, si es necesario, se llevan a cabo estudios geológicos y de ingeniería especiales con perforación de pozos y muestreo del suelo, así como un estudio geológico de reconocimiento del sitio. Con base en los resultados del procesamiento de oficina de los datos recopilados y estudios adicionales, se debe obtener una característica de ingeniería geológica del área de construcción, que determina:
relieve y geomorfología del territorio;
estratigrafía, espesor y composición litológica de depósitos primarios y cuaternarios, comunes en el área hasta una profundidad de 50-100 m;
la cantidad, naturaleza, nivel de ocurrencia y condiciones para la distribución de acuíferos individuales dentro de la profundidad total;
la naturaleza e intensidad de los procesos y fenómenos físicos y geológicos.
Al realizar estudios geológicos y de ingeniería en la etapa de selección del sitio, se recopila información sobre la disponibilidad de materiales de construcción locales: canteras desarrolladas y depósitos de piedra, arena, grava y otros materiales de construcción. En el mismo período, se determinan las posibilidades de utilizar las aguas subterráneas para el abastecimiento tecnológico y doméstico de agua. Al diseñar plantas de energía nuclear, así como otros grandes complejos industriales, planes de construcción situacionales, esquemas de planes maestros y planes maestros sitio industrial de la planta de energía nuclear.
Soluciones de planificación espacial para edificios
El objetivo de diseñar plantas de energía nuclear es crear el diseño más racional. Los principales requisitos que deben cumplir los edificios de las centrales nucleares:
conveniencia para la implementación del proceso tecnológico principal para el que están destinados (conveniencia funcional del edificio);
fiabilidad frente al medio ambiente, resistencia y durabilidad (viabilidad técnica de la edificación);
rentabilidad, pero no a expensas de la durabilidad (viabilidad económica).
estética (conveniencia arquitectónica y artística);
El diseño de la planta de energía nuclear es creado por un equipo de diseñadores de diversas especialidades.
Estructuras de edificios de edificios y estructuras.
La composición de la central nuclear incluye edificios y estructuras para diversos fines y, en consecuencia, de varios diseños. Se trata de un edificio de varias plantas y varios tramos del edificio principal con estructuras macizas de hormigón armado que encierran el circuito radiactivo; edificios independientes de sistemas auxiliares, por ejemplo, tratamiento químico de agua, generador diesel, estación de nitrógeno, generalmente hechos en estructuras estándar prefabricadas de hormigón armado; canales y túneles subterráneos, transitables e intransitables para la colocación de flujos de cables y tuberías de comunicación entre sistemas; pasos elevados que conectan edificio principal y edificaciones y estructuras auxiliares, así como edificaciones del edificio sanitario administrativo. El edificio más complejo y responsable de una planta de energía nuclear es el edificio principal, que es un sistema de estructuras formadas en el caso general por estructuras de construcción de marcos y arreglos del compartimiento del reactor.
Características del equipo de ingeniería.
Una característica de las centrales nucleares, así como de cualquier edificio de instalaciones nucleares, es la presencia de radiación ionizante durante la operación. Este principal factor diferenciador debe tenerse en cuenta a la hora de diseñar. La principal fuente de radiación en las centrales nucleares es un reactor nuclear, en el que se produce la reacción de fisión de los núcleos de combustible. Esta reacción va acompañada de todos los tipos conocidos de radiación.
Ciclo del combustible nuclear. La energía nuclear es una industria compleja que incluye muchos procesos industriales que juntos forman el ciclo del combustible. Existen diferentes tipos de ciclos de combustible, dependiendo del tipo de reactor y de cómo transcurra la etapa final del ciclo.
Por lo general, el ciclo del combustible consta de los siguientes procesos. El mineral de uranio se extrae en las minas. El mineral se tritura para separar el dióxido de uranio y los desechos radiactivos se vierten. El óxido de uranio resultante (torta amarilla) se convierte en hexafluoruro de uranio, un compuesto gaseoso. Para aumentar la concentración de uranio-235, el hexafluoruro de uranio se enriquece en las plantas de separación de isótopos. El uranio enriquecido luego se vuelve a convertir en dióxido de uranio sólido, a partir del cual se fabrican las pastillas de combustible. Los elementos combustibles (barras de combustible) se ensamblan a partir de gránulos, que se combinan en conjuntos para introducirlos en el núcleo de un reactor nuclear de una planta de energía nuclear. El combustible gastado extraído del reactor tiene un alto nivel de radiación y, después de enfriarse en el territorio de la central eléctrica, se envía a una instalación de almacenamiento especial. También prevé la eliminación de residuos con bajo nivel de radiación que se acumulan durante la operación y mantenimiento de la estación. Al final de la vida útil, el propio reactor debe ser desmantelado (con descontaminación y eliminación de las unidades del reactor). Cada etapa del ciclo del combustible se regula de forma que se garantice la seguridad de las personas y la protección del medio ambiente.
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CENTRAL NUCLEAR(NPP), una central eléctrica que utiliza el calor liberado en un reactor nuclear como resultado de una reacción en cadena controlada de fisión nuclear de elementos pesados para generar electricidad (principalmente. $\ce(^(233)U, ^(235)U, ^(239)Pu)$). El calor generado en centro reactor nuclear, se transmite (directamente o a través de un intermediario refrigerante) fluido de trabajo (predominantemente vapor de agua), que acciona turbinas de vapor con turbogeneradores.
Una central nuclear es, en principio, un análogo de una convencional central térmica(TPP), en el que se utiliza un reactor nuclear en lugar de un horno de caldera de vapor. Sin embargo, a pesar de la similitud de los esquemas termodinámicos fundamentales de las centrales nucleares y térmicas, también existen diferencias significativas entre ellos. Las principales son las ventajas ambientales y económicas de las centrales nucleares sobre las centrales térmicas: las centrales nucleares no necesitan oxígeno para quemar combustible; prácticamente no contaminan el medio ambiente con sulfuroso y otros gases; El combustible nuclear tiene un valor mucho mayor valor calorífico(al fisionar 1 g de isótopos U o Pu se liberan 22.500 kWh, que equivale a la energía contenida en 3.000 kg de carbón), lo que reduce drásticamente su volumen y el costo de transporte y manipulación; los recursos energéticos mundiales de combustible nuclear superan significativamente las reservas naturales de combustible de hidrocarburo. Además, el uso de reactores nucleares (de cualquier tipo) como fuente de energía requiere un cambio en los esquemas térmicos adoptados en las centrales térmicas convencionales y la introducción de nuevos elementos en la estructura de las centrales nucleares, por ejemplo. biológico protección (ver Seguridad radiológica), sistemas de recarga de combustible gastado, piscinas de combustible, etc. Transferencia de energía térmica de un reactor nuclear a turbinas de vapor llevado a cabo por medio de un refrigerante que circula a través de tuberías selladas, en combinación con bombas de circulación, formando el llamado. circuito o lazo del reactor. Como portadores de calor se utilizan agua normal y pesada, vapor de agua, metales líquidos, líquidos orgánicos y algunos gases (por ejemplo, helio, dióxido de carbono). Los circuitos por los que circula el refrigerante están siempre cerrados para evitar fugas de radiactividad, su número está determinado principalmente por el tipo de reactor nuclear, así como por las propiedades del fluido de trabajo y del refrigerante.
En las centrales nucleares con un esquema de bucle único (Fig., pero) el refrigerante también es un fluido de trabajo, todo el circuito es radiactivo y, por lo tanto, está rodeado de protección biológica. Cuando se utiliza un gas inerte como refrigerante, como el helio, que no se activa en el campo de neutrones del núcleo, el blindaje biológico es necesario solo alrededor del reactor nuclear, ya que el refrigerante no es radiactivo. El refrigerante, el fluido de trabajo, que se calienta en el núcleo del reactor, luego ingresa a la turbina, donde su energía térmica se convierte en energía mecánica y luego en el generador eléctrico, en energía eléctrica. Las más comunes son las centrales nucleares de circuito único con reactores nucleares, en las que el refrigerante y moderador de neutrones sirve de agua. El fluido de trabajo se forma directamente en el núcleo cuando el refrigerante se calienta hasta que hierve. Dichos reactores se denominan reactores de agua en ebullición, en la industria mundial de la energía nuclear se les conoce como BWR (reactor de agua en ebullición). En Rusia, los reactores de agua en ebullición con refrigerante de agua y un moderador de grafito - RBMK (reactor de canal de alta potencia) se han generalizado. El uso de reactores de alta temperatura refrigerados por gas (con refrigerante de helio) - HTGR (HTGR) en las centrales nucleares se considera prometedor. La eficiencia de las centrales nucleares de circuito único que funcionan en un ciclo de turbina de gas cerrado puede superar el 45-50%.
Con un esquema de dos circuitos (Fig., B) el refrigerante primario calentado en el núcleo se transfiere al generador de vapor ( intercambiador de calor) energía térmica al fluido de trabajo en el circuito secundario, después de lo cual es devuelto al núcleo por la bomba de circulación. El refrigerante principal puede ser agua, metal líquido o gas, y el fluido de trabajo es agua, que se convierte en vapor de agua en el generador de vapor. El circuito primario es radiactivo y está rodeado por un blindaje biológico (excepto cuando se utiliza un gas inerte como refrigerante). El segundo circuito suele ser seguro contra la radiación, ya que el fluido de trabajo y el refrigerante del circuito primario no entran en contacto. Las más extendidas son las centrales nucleares de circuito doble con reactores en los que el agua es el principal refrigerante y moderador, y el vapor es el fluido de trabajo. Este tipo de reactor se conoce como VVER - energía de agua a presión. reactor (PWR - Power Water Reactor). La eficiencia de las centrales nucleares con VVER alcanza el 40%. En términos de eficiencia termodinámica, tales centrales nucleares son inferiores a las centrales nucleares de bucle único con HTGR si la temperatura del gas refrigerante a la salida del núcleo supera los 700 °C.
Esquemas térmicos de tres circuitos (Fig., en) se utilizan solo en aquellos casos en que es necesario excluir completamente el contacto del refrigerante del primer circuito (radiactivo) con el fluido de trabajo; por ejemplo, cuando el núcleo se enfría con sodio líquido, su contacto con el fluido de trabajo (vapor) puede provocar un accidente grave. El sodio líquido como refrigerante se usa solo en reactores nucleares de neutrones rápidos (FBR - Fast Breeder Reactor). Una característica de las centrales nucleares con reactor de neutrones rápidos es que, simultáneamente con la generación de energía eléctrica y térmica, reproducen isótopos fisionables aptos para su uso en reactores nucleares térmicos (ver Fig. Reactor reproductor).
Las turbinas de las centrales nucleares suelen funcionar con vapor saturado o ligeramente sobrecalentado. Cuando se utilizan turbinas que funcionan con vapor sobrecalentado, el vapor saturado pasa a través del núcleo del reactor (a través de canales especiales) o a través de un intercambiador de calor especial, un sobrecalentador que funciona con combustible de hidrocarburo para aumentar la temperatura y la presión. La eficiencia termodinámica del ciclo de la central nuclear es mayor cuanto mayores sean los parámetros del refrigerante, el fluido de trabajo, que están determinados por las capacidades tecnológicas y las propiedades de los materiales estructurales utilizados en los circuitos de refrigeración de la central nuclear.
En las centrales nucleares se presta mucha atención a la depuración del refrigerante, ya que las impurezas naturales presentes en él, así como los productos de corrosión que se acumulan durante el funcionamiento de los equipos y tuberías, son fuentes de radiactividad. El grado de pureza del refrigerante determina en gran medida el nivel de la situación de radiación en las instalaciones de la central nuclear.
Las plantas de energía nuclear casi siempre se construyen cerca de los consumidores de energía, porque el costo de transportar el combustible nuclear a las plantas de energía nuclear, en contraste con el combustible de hidrocarburo para las plantas de energía térmica, tiene poco efecto sobre el costo de la energía generada (generalmente, el combustible nuclear en los reactores de potencia). se reemplaza por uno nuevo una vez cada varios años), y la transmisión de energía eléctrica y térmica a largas distancias aumenta significativamente su costo. Las centrales nucleares se construyen en el lado de sotavento del asentamiento más cercano, a su alrededor crean una zona de protección sanitaria y una zona de observación donde la población es inaceptable. En la zona de observación se ubican equipos de control y medición para el monitoreo continuo del medio ambiente.
CN - la base la energía nuclear. Su objetivo principal es la producción de electricidad (centrales nucleares del tipo de condensación) o la producción combinada de electricidad y calor (centrales nucleares combinadas de calor y electricidad - ATES). En la central nuclear, parte del vapor que sale de las turbinas se desvía a las denominadas. intercambiadores de calor de red para calentar agua que circula en redes cerradas de suministro de calor. En algunos casos, la energía térmica de los reactores nucleares solo se puede utilizar para necesidades de calefacción (estaciones de suministro de calor nuclear - AST). En este caso, el agua calentada procedente de los intercambiadores de calor del primer y segundo circuito entra en el intercambiador de calor de la red, donde cede calor al agua de la red y luego vuelve al circuito.
Una de las ventajas de las centrales nucleares frente a las centrales térmicas convencionales es su alto respeto al medio ambiente, que se mantiene con cualificación. operación de reactores nucleares. Las barreras de seguridad radiológica de las centrales nucleares (revestimiento de combustible, vasija del reactor nuclear, etc.) evitan la contaminación del refrigerante con productos de fisión radiactivos. Se está erigiendo una capa protectora (contención) sobre la sala del reactor de una planta de energía nuclear para evitar que los materiales radiactivos entren en el medio ambiente durante el accidente más grave: despresurización del circuito primario, fusión del núcleo. La formación del personal de las centrales nucleares prevé la formación en simuladores especiales (simuladores de centrales nucleares) para practicar actuaciones tanto en situaciones normales como de emergencia. La central nuclear dispone de una serie de servicios que aseguran el normal funcionamiento de la central, la seguridad de su personal (por ejemplo, control dosimétrico, cumplimiento de requisitos sanitarios e higiénicos, etc.). En el territorio de la central nuclear se crean instalaciones de almacenamiento temporal de combustible nuclear fresco y gastado, de residuos radiactivos líquidos y sólidos que aparecen durante su funcionamiento. Todo ello lleva a que el coste de un kilovatio de potencia instalado en centrales nucleares sea más de un 30% superior al coste de un kilovatio en centrales térmicas. Sin embargo, el coste de la energía suministrada al consumidor, generada en las centrales nucleares, es inferior al de las centrales térmicas, debido a la participación muy pequeña del componente combustible en este coste. Debido a la alta eficiencia y las características de regulación de potencia, las centrales nucleares suelen utilizarse en modos básicos, mientras que el factor de utilización de la capacidad instalada de las centrales puede superar el 80 %. A medida que aumenta la participación de las centrales nucleares en el balance energético total de la región, también pueden operar en modo de maniobra (para cubrir las irregularidades de carga en el sistema energético local). La capacidad de las plantas de energía nuclear para operar durante mucho tiempo sin cambiar de combustible les permite ser utilizadas en regiones remotas. Se han desarrollado centrales nucleares cuyo diseño de equipos se basa en los principios implantados en las centrales nucleares de a bordo. instalaciones (ver Buque nuclear). Estas plantas de energía nuclear se pueden colocar, por ejemplo, en una barcaza. Las plantas de energía nuclear con HTGR son prometedoras, generando energía térmica para la implementación de procesos tecnológicos en las industrias metalúrgica, química y petrolera, en la gasificación de carbón y esquisto, en la producción de combustible de hidrocarburo sintético. La vida útil de la central nuclear es de 25 a 30 años. El desmantelamiento de una planta de energía nuclear, el desmantelamiento del reactor y la recuperación de su sitio al estado de un "césped verde" es una medida organizativa y técnica compleja y costosa que se lleva a cabo de acuerdo con los planes desarrollados en cada caso específico.
La primera planta de energía nuclear en funcionamiento del mundo con una capacidad de 5000 kW se inauguró en Rusia en 1954 en la ciudad de Obninsk. En 1956 se puso en funcionamiento la central nuclear de Calder Hall en el Reino Unido (46 MW), en 1957 se puso en funcionamiento la central nuclear de Shippingport en EE. UU. (60 MW). En 1974, se inauguró la primera central térmica del mundo, Bilibinskaya (Chukotka Autonomous Okrug). La construcción masiva de grandes centrales nucleares económicas comenzó en la segunda mitad. 1960 Sin embargo, tras el accidente (1986) de la central nuclear de Chernóbil, el atractivo la energía nuclear ha disminuido significativamente, y en varios países que tienen suficientes recursos propios de combustible y energía tradicionales o acceso a ellos, la construcción de nuevas plantas de energía nuclear se ha detenido (Rusia, EE. UU., Gran Bretaña, Alemania). A principios del siglo XXI, el 11 de marzo de 2011, en el Océano Pacífico frente a la costa este de Japón, como consecuencia de un fuerte sismo con una magnitud de 9,0 a 9,1 y el posterior tsunami(la altura de la ola alcanzó los 40,5 m) en la central nuclear de Fukushima1 (municipio de Okuma, prefectura de Fukushima) el más grandedesastre tecnológico– accidente de radiación del nivel máximo 7 según la Escala Internacional de Sucesos Nucleares. El tsunami golpeó las fuentes de alimentación externas y los generadores diésel de respaldo, lo que provocó la inoperancia de todos los sistemas de refrigeración normales y de emergencia y provocó la fusión del núcleo del reactor en las unidades de potencia 1, 2 y 3 en los primeros días del accidente. En diciembre de 2013, se cerró oficialmente la central nuclear. A partir del primer semestre de 2016, un alto nivel de radiación imposibilita el trabajo no solo de las personas en los edificios de los reactores, sino también de los robots, que debido a nivel alto la radiación está fuera de servicio. Está previsto que la eliminación de las capas de suelo a instalaciones especiales de almacenamiento y su destrucción tome 30 años.
31 países del mundo utilizan plantas de energía nuclear. Válido para 2015 es de aprox. 440 reactores nucleares de potencia (unidades de potencia) con una capacidad total de más de 381.000 MW (381 GW). está bien. 70 reactores nucleares están en construcción. El líder mundial en términos de participación en la generación eléctrica total es Francia (segundo lugar en términos de capacidad instalada), donde la energía nuclear es del 76,9%.
La central nuclear más grande del mundo en 2015 (en términos de capacidad instalada) es Kashiwazaki-Kariwa (Kashiwazaki, Prefectura de Niigata, Japón). Hay 5 reactores de agua en ebullición (BWR) y 2 reactores avanzados de agua en ebullición (ABWR) en operación, con una capacidad combinada de 8212 MW (8,212 GW).
La central nuclear más grande de Europa es la central nuclear de Zaporozhye (Energodar, región de Zaporozhye, Ucrania). Desde 1996 operan 6 unidades de potencia con reactores VVER-1000 con una capacidad total de 6.000 MW (6 GW).
| Tabla 1. Los mayores consumidores de energía nuclear en el mundo | |||
| Estado | Número de unidades de potencia | Potencia total (MW) | Total generado electricidad (mil millones de kWh/año) |
| EE.UU | 104 | 101 456 | 863,63 |
| Francia | 58 | 63 130 | 439,74 |
| Japón | 48 | 42 388 | 263,83 |
| Rusia | 34 | 24 643 | 177,39 |
| Corea del Sur | 23 | 20 717 | 149,2 |
| China | 23 | 19 907 | 123,81 |
| Canadá | 19 | 13 500 | 98,59 |
| Ucrania | 15 | 13 107 | 83,13 |
| Alemania | 9 | 12 074 | 91,78 |
| Gran Bretaña | 16 | 9373 | 57,92 |
Estados Unidos y Japón están desarrollando minicentrales nucleares con una capacidad de entre 10 y 20 MW para el suministro de calor y electricidad. industrias individuales, complejos residenciales y, en el futuro, casas individuales. Los reactores de pequeño tamaño se crean utilizando tecnologías seguras que reducen en gran medida la posibilidad de fuga de material nuclear.
A partir de 2015, existen 10 centrales nucleares en Rusia, que operan 34 unidades de potencia con una capacidad total de 24.643 MW (24.643 GW), de las cuales 18 son unidades de potencia con reactores tipo VVER (incluyendo 11 unidades de potencia VVER-1000 y 6 unidades de potencia VVER-440 de varias modificaciones); 15 unidades de potencia con reactores de canal (11 unidades de potencia con reactores tipo RBMK-1000 y 4 unidades de potencia con reactores tipo EGP-6 - Energy Heterogeneous Loop Reactor con 6 loops de circulación de refrigerante, potencia eléctrica 12 MW); 1 unidad de potencia con reactor de neutrones rápidos refrigerado por sodio BN-600 (1 unidad de potencia BN-800 está en proceso de puesta en operación comercial). Según la Federación programa objetivo"Desarrollo del complejo de la industria de la energía nuclear de Rusia", para 2025, la proporción de electricidad generada en las centrales nucleares de la Federación de Rusia debería aumentar del 17 al 25% y ascender a aprox. 30,5 GW. Está prevista la construcción de 26 nuevas unidades de potencia, 6 nuevas centrales nucleares, dos de las cuales son flotantes (Cuadro 2).
| Cuadro 2. Centrales nucleares que operan en el territorio de la Federación Rusa | ||||
| nombre de la central nuclear | Número de unidades de potencia | Años de puesta en marcha de las unidades de potencia. | Capacidad instalada total (MW) | tipo de reactor |
| CN Balakovo (cerca de Balakovo) | 4 | 1985, 1987, 1988, 1993 | 4000 | VVER-1000 |
| CN de Kalinin [a 125 km de Tver a orillas del río Udomlya (región de Tver)] | 4 | 1984, 1986, 2004, 2011 | 4000 | VVER-1000 |
| CN Kursk (cerca de la ciudad de Kurchatov en la margen izquierda del río Seim) | 4 | 1976, 1979, 1983, 1985 | 4000 | RBMK-1000 |
| CN de Leningrado (cerca de Sosnovy Bor) | 4 en construcción - 4 | 1973, 1975, 1979, 1981 | 4000 | RBMK-1000 (primera planta del país con reactores de este tipo) |
| CN de Rostov (ubicada a orillas del embalse de Tsimlyansk, a 13,5 km de la ciudad de Volgodonsk) | 3 | 2001, 2010, 2015 | 3100 | VVER-1000 |
| Central nuclear de Smolensk (a 3 km de la ciudad satélite de Desnogorsk) | 3 | 1982, 1985, 1990 | 3000 | RBMK-1000 |
| Central nuclear de Novovoronezh (cerca de Novovoronezh) | cinco; (2 - retirado), en construcción - 2. | 1964 y 1969 (retirado), 1971, 1972, 1980 | 1800 | VVER-440; VVER-1000 |
| CN Kola (200 km al sur de Murmansk a orillas del lago Imandra) | 4 | 1973, 1974, 1981, 1984 | 1760 | VVER-440 |
| Central nuclear de Beloyarsk (cerca de Zarechny) | 2 | 1980, 2015 | 600 800 | BN-600 BN-800 |
| CN Bilibino | 4 | 1974 (2), 1975, 1976 | 48 | EGP-6 |
Centrales nucleares proyectadas en la Federación Rusa
Desde 2008, de acuerdo con el nuevo proyecto NPP-2006 (el proyecto de la central nuclear rusa de la nueva generación "3+" con indicadores técnicos y económicos mejorados), se está construyendo Novovoronezh NPP-2 (cerca de Novovoronezh NPP), que prevé el uso de reactores VVER-1200. Está en marcha la construcción de 2 unidades de potencia con una capacidad total de 2400 MW, en el futuro se planea construir 2 más.
La central nuclear del Báltico prevé el uso de una planta de reactor VVER-1200 con una capacidad de 1200 MW; unidades de potencia - 2. La capacidad total instalada es de 2300 MW. La puesta en marcha de la primera unidad está prevista para 2020. La Agencia Federal de Energía Atómica de Rusia está llevando a cabo un proyecto para crear centrales nucleares flotantes de baja potencia. La planta de energía nuclear Akademik Lomonosov en construcción será la primera planta de energía nuclear flotante del mundo. La estación flotante se puede utilizar para generar electricidad y calor, así como para desalinizar agua de mar. Puede producir de 40 a 240 mil m 2 de agua dulce por día. La potencia eléctrica instalada de cada reactor es de 35 MW. La puesta en marcha de la estación está prevista para 2018.
Proyectos internacionales de Rusia sobre energía nuclear
23.9.2013 Rusia entregó a Irán la operación de la central nuclear de Bushehr (Bushir) , cerca de la ciudad de Bushehr (parada de Bushir); número de unidades de potencia - 3 (1 construido, 2 - en construcción); tipo de reactor - VVER-1000. central nuclear "Kudankulam", cerca de la ciudad de Kudankulam (Tamil Nadu, India); número de unidades de potencia - 4 (1 - en funcionamiento, 3 - en construcción); tipo de reactor - VVER-1000. CN "Akkuyu", cerca de la ciudad de Mersin (il Mersin, Turquía); número de unidades de potencia - 4 (en construcción); tipo de reactor - VVER-1200; CN de Bielorrusia (Ostrovets, región de Grodno, Bielorrusia); número de unidades de potencia - 2 (en construcción); tipo de reactor - VVER-1200. NPP Hanhikivi 1 (Cabo Hanhikivi, región de Pohjois-Pohjanmaa, Finlandia); número de unidades de potencia - 1 (en construcción); tipo de reactor - VVER-1200.
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informe de fisica en el tema:
Atómico Oh central eléctrica
Planta de energía nuclear (NPP) - una planta de energía en la que la energía atómica (nuclear) se convierte en energía eléctrica. El generador de energía en una planta de energía nuclear es un reactor nuclear. El calor que se libera en el reactor como consecuencia de una reacción en cadena de fisión de los núcleos de algunos elementos pesados, luego, al igual que en las centrales térmicas convencionales (TPP), se convierte en electricidad en base a 233 U, 235 U , 239 Pu) Al fisionar 1 g de isótopos de uranio o plutonio se liberan 22.500 kW*h, lo que equivale a la energía contenida en 2800 kg de combustible estándar.
Se ha establecido que los recursos energéticos mundiales de combustible nuclear (uranio, plutonio, etc.) superan significativamente los recursos energéticos de las reservas naturales de combustible orgánico (petróleo, carbón, gas natural y etc.). Esto abre amplias perspectivas para satisfacer la creciente demanda de combustible. Además, es necesario tener en cuenta el consumo cada vez mayor de carbón y petróleo para fines tecnológicos de la industria química mundial, que se está convirtiendo en un serio competidor de las centrales térmicas. A pesar del descubrimiento de nuevos yacimientos de combustible orgánico y la mejora de los métodos para su producción, el mundo tiende al aumento relativo de su costo. Esto crea las condiciones más difíciles para los países con reservas limitadas de combustibles fósiles. La necesidad de un desarrollo más rápido de la energía nuclear es obvia, la región ya ocupa un lugar destacado en el balance energético de varios países industrializados del mundo.
La primera planta de energía nuclear del mundo con fines industriales piloto con una capacidad de 5 MW se inauguró en la URSS el 27 de junio de 1954 en la ciudad de Obninsk. Antes de esto, la energía del núcleo atómico se usaba con fines militares. El lanzamiento de la primera planta de energía nuclear marcó la apertura de una nueva dirección en energía, que fue reconocida en la 1ª Conferencia Científica y Técnica Internacional sobre los Usos Pacíficos de la Energía Atómica (agosto de 1955, Ginebra).
reactor de la planta de energía nuclear
En 1958, se puso en funcionamiento la primera etapa de la Central Nuclear de Siberia con una capacidad de 100 MW (la capacidad total de diseño es de 600 MW). En el mismo año, comenzó la construcción de la planta de energía nuclear de Beloyarsk, y el 26 de abril de 1964, el generador de la primera etapa (unidad de 100 MW) entregó corriente al sistema de energía de Sverdlovsk, la segunda unidad con una capacidad de 200 MW. se puso en funcionamiento en octubre de 1967. Rasgo distintivo Central nuclear de Beloyarsk: sobrecalentamiento del vapor (hasta que se obtengan los parámetros requeridos) directamente en un reactor nuclear, lo que hizo posible el uso de turbinas modernas convencionales casi sin alteraciones.
Diagrama esquemático de una planta de energía nuclear con un reactor nuclear refrigerado por agua. El calor liberado en el núcleo del reactor es absorbido como refrigerante por el agua (refrigerante) del primer circuito, que se bombea a través del reactor mediante una bomba de circulación g Agua calentada del reactor que ingresa al intercambiador de calor (generador de vapor) 3, donde transfiere el calor recibido en el reactor al agua del 2º circuito. El agua del segundo circuito se evapora en el generador de vapor, y el vapor se forma y entra en la turbina 4.
En la mayoría de los casos, se utilizan 4 tipos de reactores de neutrones térmicos en las centrales nucleares: 1) reactores refrigerados por agua con agua ordinaria como moderador y refrigerante; 2) agua de grafito con refrigerante de agua y moderador de grafito; 3) agua pesada con refrigerante de agua y agua pesada como moderador 4) gas grafito con refrigerante de gas y moderador de grafito.
La elección del tipo de reactor predominantemente utilizado está determinada principalmente por la experiencia acumulada en el portador del reactor y también por la disponibilidad del equipo industrial necesario, reservas de materia prima, etc. En Rusia, se están construyendo principalmente reactores de agua a presión y agua de grafito. En las plantas de energía nuclear de EE. UU., los reactores de agua a presión son los más utilizados. Los reactores de gas de grafito se utilizan en Inglaterra. Las plantas de energía nuclear en Canadá están dominadas por plantas de energía nuclear con reactores de agua pesada.
Según el tipo y estado de agregación del refrigerante se crea uno u otro ciclo termodinámico de NPP. La elección del límite superior de temperatura del ciclo termodinámico está determinada por la temperatura máxima admisible de los revestimientos de los elementos combustibles (TVEL) que contienen combustible nuclear, la temperatura admisible del propio combustible nuclear, así como las propiedades del refrigerante adoptado para este tipo. de reactor. En la central nuclear. un reactor térmico refrigerado por agua suele utilizar ciclos de vapor a baja temperatura. Los reactores enfriados por gas permiten el uso de ciclos de vapor relativamente más económicos con mayor presión y temperatura iniciales. El esquema térmico de la central nuclear en estos dos casos se realiza como de 2 circuitos: el refrigerante circula en el 1er circuito, el 2º circuito es vapor-agua. En reactores con agua hirviendo o gas refrigerante a alta temperatura, es posible una central nuclear térmica de circuito único. En los reactores de agua en ebullición, el agua hierve en el núcleo, la mezcla resultante de vapor y agua se separa y el vapor saturado se envía directamente a la turbina o se devuelve previamente al núcleo para su sobrecalentamiento.
En los reactores de grafito-gas de alta temperatura, es posible utilizar un ciclo de turbina de gas convencional. El reactor en este caso actúa como una cámara de combustión.
Durante la operación del reactor, la concentración de isótopos fisionables en el combustible nuclear disminuye gradualmente y el combustible se quema. Por lo tanto, con el tiempo, se reemplazan por otros nuevos. El combustible nuclear se recarga mediante mecanismos y dispositivos con control remoto. El combustible gastado se transfiere a la piscina de combustible gastado y luego se envía para su reprocesamiento.
El reactor y sus sistemas de servicio incluyen: el propio reactor con protección biológica, intercambiadores de calor, bombas o unidades de soplado que hacen circular el refrigerante; tuberías y accesorios del circuito de circulación; dispositivos para recargar combustible nuclear; sistemas especiales ventilación, refrigeración de emergencia, etc.
Dependiendo del diseño, los reactores tienen las siguientes características: en los reactores presurizados, el combustible y el moderador están ubicados dentro de la vasija, que lleva la presión total del refrigerante; en los reactores de canal, el combustible enfriado por un refrigerante se instala en especial tubos-canales que penetran en el moderador encerrados en una carcasa de paredes delgadas. Dichos reactores se utilizan en Rusia (plantas de energía nuclear de Siberia, Beloyarsk, etc.),
Para proteger al personal de la central nuclear de la exposición a la radiación, el reactor está rodeado de protección biológica, cuyo material principal es el hormigón, el agua y la arena serpentina. El equipo del circuito del reactor debe estar completamente sellado. Se prevé un sistema de vigilancia de los lugares de posibles fugas del refrigerante, se toman medidas para que la aparición de fugas y roturas en el circuito no produzcan emisiones radiactivas y contaminación del recinto de la central nuclear y su entorno. Los equipos del circuito del reactor suelen instalarse en cajas selladas, que están separadas del resto de las instalaciones de la central nuclear por protección biológica y no reciben mantenimiento durante la operación del reactor. sistema de ventilación, en el que, para excluir la posibilidad de contaminación atmosférica, se proporcionan filtros de limpieza y soportes de gas de retención. El servicio de control dosimétrico supervisa el cumplimiento de las normas de seguridad radiológica por parte del personal de la central nuclear.
En caso de accidentes en el sistema de enfriamiento del reactor, para evitar el sobrecalentamiento y la fuga de los revestimientos de las barras de combustible, se proporciona una supresión rápida (en unos pocos segundos) de la reacción nuclear; El sistema de refrigeración de emergencia tiene fuentes de alimentación independientes.
La presencia de sistemas de protección biológica especiales. El servicio de ventilación y enfriamiento de emergencia y control dosimétrico permite proteger completamente al personal de mantenimiento de la central nuclear de los efectos nocivos de la exposición radiactiva.
El equipamiento de la sala de máquinas de la CN es similar al equipamiento de la sala de máquinas de la TPP. Distingue, una característica de la mayoría de las centrales nucleares es el uso de vapor de parámetros relativamente bajos, saturado o ligeramente sobrecalentado.
Al mismo tiempo, para excluir el daño por erosión a las palas de las últimas etapas de la turbina por partículas de humedad contenidas en el vapor, se instalan separadores en la turbina. En ocasiones es necesario utilizar separadores remotos y recalentadores de vapor. Debido al hecho de que el refrigerante y las impurezas que contiene se activan al pasar por el núcleo del reactor, el diseño del equipo de la sala de turbinas y el sistema de refrigeración del condensador de la turbina de las centrales nucleares de circuito único deben excluir por completo la posibilidad de fugas de refrigerante. . En las centrales nucleares de doble circuito con altos parámetros de vapor, tales requisitos no se imponen al equipo de la sala de turbinas.
Los requisitos específicos para la disposición de los equipos de la central nuclear incluyen: la longitud mínima posible de las comunicaciones asociadas con los medios radiactivos, mayor rigidez de los cimientos y estructuras portantes del reactor, y una organización fiable de la ventilación de la sala. muestra una sección del edificio principal de la central nuclear de Beloyarsk con un reactor de agua de grafito de canal. La sala del reactor contiene: un reactor con protección biológica, barras de combustible de repuesto y equipo de control. La central nuclear está dispuesta según el principio de bloque reactor-turbina. Los generadores de turbinas y los sistemas que les dan servicio están ubicados en la sala de máquinas. Los equipos auxiliares y los sistemas de control de la planta están ubicados entre la sala de máquinas II de las salas del reactor.
La eficiencia de una central nuclear viene determinada por sus principales indicadores técnicos: potencia unitaria del reactor, intensidad energética del núcleo, profundidad de quemado del combustible nuclear, coeficiente de utilización de la capacidad instalada de la central nuclear para el año. Con un aumento en la capacidad de la central nuclear, las inversiones de capital específicas en PSe (el costo de la cogeneración instalada) disminuyen más drásticamente que en el caso de las centrales termoeléctricas. En eso razón principal luchando por la construcción de grandes plantas de energía nuclear con una gran capacidad unitaria de unidades. Para la economía de las centrales nucleares, es típico que la participación del componente combustible en el costo de la electricidad generada sea del 30 al 40 % (en las centrales térmicas, del 60 al 70 %). Por lo tanto, las grandes plantas de energía nuclear son más comunes en áreas industrializadas con reservas limitadas de combustible convencional, y las pequeñas plantas de energía nuclear son más comunes en áreas remotas o de difícil acceso, por ejemplo. Planta de energía nuclear en el pueblo Bilibino (Yakutia) con una potencia eléctrica de una unidad típica de 12 MW. Parte de la potencia térmica del reactor de esta central nuclear (29 MW) se destina al suministro de calor. Además de generar electricidad, las centrales nucleares también se utilizan para desalinizar agua de mar. Así, la central nuclear de Shevchenko en Kazajstán, con una capacidad eléctrica de 150 MW, está diseñada para desalinizar (por destilación) por día hasta 150 000 toneladas de agua del Mar Caspio.
En la mayoría de los países industrializados (Rusia, EE. UU., Inglaterra, Francia, Canadá, RFA, Japón, RDA, etc.), la capacidad de las centrales nucleares existentes y en construcción se elevó a decenas de GW en 1980. Según la Agencia Atómica Internacional de la ONU, publicada en 1967, la capacidad instalada de todas las centrales nucleares del mundo alcanzó los 300 GW en 1980.
En la Tercera Conferencia Internacional Científica y Técnica sobre los Usos Pacíficos de la Energía Atómica (1964, Ginebra), se señaló que el desarrollo generalizado de la energía nuclear se ha vuelto problema clave para la mayoría de los países. La 7ª Conferencia Mundial de la Energía (MIREC-UP) celebrada en Moscú en agosto de 1968 confirmó la relevancia de los problemas de elegir la dirección del desarrollo de la energía nuclear en la siguiente etapa (condicionalmente 1980-2000), cuando la central nuclear se convierta en una de las el eje. productores de electricidad.
A lo largo de los años transcurridos desde la puesta en marcha de la primera central nuclear, se han creado varios diseños de reactores nucleares, a partir de los cuales se inició el desarrollo generalizado de la energía nuclear en nuestro país.
El personal de 9 centrales nucleares rusas es de 40,6 mil personas o el 4% de numero total la población ocupada en el sector energético. 11,8% o 119,6 mil millones de kWh. de toda la electricidad producida en Rusia se generó en plantas de energía nuclear. Sólo en las centrales nucleares se mantuvo el crecimiento de la producción de electricidad: en 2000 produjo el 118% del volumen de 1999.
centrales nucleares, que son las más aspecto moderno Las centrales eléctricas tienen una serie de ventajas significativas sobre otros tipos de centrales eléctricas: en condiciones normales de funcionamiento, no contaminan el medio ambiente en absoluto, no requieren vincularse a una fuente de materias primas y, en consecuencia, se pueden colocar en casi cualquier lugar, nueva energía unidades tienen una capacidad casi igual a la de una central hidroeléctrica promedio, sin embargo, el factor de utilización de la capacidad instalada en centrales nucleares (80%) supera significativamente este indicador en centrales hidroeléctricas o centrales térmicas. El hecho de que 1 kg de uranio pueda producir la misma cantidad de calor que cuando se queman aproximadamente 3000 toneladas de carbón puede hablar de la eficiencia y eficacia de las centrales nucleares.
Prácticamente no existen inconvenientes significativos de las centrales nucleares en condiciones normales de funcionamiento. Sin embargo, uno no puede dejar de notar el peligro de las centrales nucleares en posibles circunstancias de fuerza mayor: terremotos, huracanes, etc. - aquí los modelos antiguos de unidades de potencia representan un peligro potencial de contaminación por radiación de los territorios debido al sobrecalentamiento incontrolado del reactor.
Literatura
1. V. I. Balanchevadze, A. I. Baranovsky y otros; ed. A. F. Dyakova. Energía hoy y mañana. - M.: Energoatomizdat, 1990. - 344 p.
2. Más que suficiente. Una visión optimista del futuro de la energía mundial / Ed. R. Clark: Per. De inglés. - M.: Energoatomizdat, 1994. - 215 p.
3. Fuentes de energía. Hechos, problemas, soluciones. - M.: Ciencia y tecnología, 1997. - 110 p.
4. Kirillin V. A. Energía. Principales problemas: En preguntas y respuestas. - M.: Saber, 1997. - 128 p.
5. Energía mundial: pronóstico de desarrollo hasta 2020 / Per. De inglés. edición Yu. N. Starshikova. - M.: Energía, 1990. - 256 p.
6. Fuentes de energía no tradicionales. - M.: Saber, 1982. - 120 p.
7. Podgorny A. N. Energía de hidrógeno. - M.: Nauka, 1988. - 96 p.
8. Recursos energéticos del mundo / Ed. P. S. Neporozhny, V. I. Popkov. - M.: Energoatomizdat, 1995. - 232 p.
9. Yudasin L.S. Energy: problemas y esperanzas. - M.: Ilustración, 1990. - 207p.
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Características de las centrales nucleares en Rusia, su ubicación, capacidad total de las unidades. Esquema de funcionamiento de la central nuclear. El elemento principal del reactor. Principales factores que garantizan un alto grado de seguridad de las centrales nucleares rusas. Descripción de detener una reacción en cadena.
1. Introducción ……………………………………………………. Página 1
2.Fundamentos físicos de la energía nuclear……………………P.2
3. Núcleo de un átomo……………………………………………………P.4
4. Radiactividad……………………………………………….P.4
5. Reacciones nucleares……………………………………………… Página 4
6. Fisión nuclear………………………………………………………… Página 4
7. Reacciones nucleares en cadena…………………………………… Página 5
8. Fundamentos de la teoría de reactores…………………………………… Página 5
9. Principios del control de potencia del reactor………… Página 6
10. Clasificación de los reactores…………………………………… Página 7
11. Esquemas estructurales de reactores…………………………P.9
13.Diseño del equipo de la central nuclear………………………………………………………………………………………………………………………… ………………………………………………………………
14. Esquema de una central nuclear de tres bucles ………………………………P.16
15.Intercambiadores de calor de NPP………………………………………… P.19
16.Turbomáquinas de NPP……………………………………………… Página 20
17. Equipos auxiliares de CN………………………… Págs. veinte
18. Disposición de los equipos de la central nuclear………………………… Pág. 21
19. Cuestiones de seguridad en las centrales nucleares…………………… P.21
20. Centrales nucleares móviles …………………………………………P. 24
21. Literatura utilizada…………………………………… Página 26
Introducción.
Situación y perspectivas del desarrollo de la energía nuclear.
El desarrollo de la industria, el transporte, la agricultura y los servicios comunales requiere un aumento continuo en la producción de electricidad.
El aumento global del consumo de energía crece cada año.
Por ejemplo: en 1952 eran 540 millones de toneladas en unidades convencionales, y ya en 1980 eran 3567 millones de toneladas. en casi 28 años ha aumentado en más de 6,6 veces. Al mismo tiempo, cabe señalar que las reservas de combustible nuclear son 22 veces superiores a las reservas de combustible orgánico.
En la 5ª Conferencia Mundial de Energía, las reservas de combustible se estimaron de la siguiente manera:
1. Combustible nuclear…………………………..520х106
2. Carbón…………………………………………55,5x106
3. Aceite…………………………………………0.37x106
4. Gas natural………………………….0.22x106
5. Esquisto bituminoso…………………………0.89х106
6. Alquitrán……………………………………..1.5x 106
7. Turba…………………………………………. 0.37x10
Total 58,85x106
Al nivel actual de consumo de energía, según diversas estimaciones, las reservas mundiales se agotarán en 100-400 años.
Según las previsiones de los científicos, el consumo de energía diferirá 7 veces entre 1950 y 2050. Las existencias de combustible nuclear pueden satisfacer las necesidades energéticas de la población durante un período mucho más largo.
A pesar de los ricos recursos naturales de Rusia, en combustibles fósiles, así como los recursos hidroeléctricos de los grandes ríos (1200 mil millones de kWh) o 137 millones de kW. Hace una hora ya hoy, el presidente del país prestó especial atención al desarrollo de la energía nuclear. Dado que el carbón, el petróleo, el gas, el esquisto y la turba son materias primas valiosas para diversas ramas de la industria química. El carbón se utiliza para producir coque para la metalurgia. Por lo tanto, la tarea es preservar las reservas de combustibles orgánicos para algunas industrias. Estas tendencias son seguidas por práctica mundial.
Considerando que se espera que el costo de la energía recibida en las centrales nucleares sea menor que el del carbón y cercano al costo de la energía en las centrales hidroeléctricas, se hace evidente la urgencia de incrementar la construcción de centrales nucleares. A pesar de que las centrales nucleares conllevan un mayor peligro (radiactividad en caso de accidente)
Todo los países desarrollados tanto en Europa como en América en Últimamente están construyendo activamente su construcción, sin mencionar el uso de energía atómica, tanto en equipos civiles como militares, estos son barcos, submarinos y portaaviones de propulsión nuclear.
Tanto en el ámbito civil como militar, la palma pertenecía y sigue perteneciendo a Rusia.
Resolver el problema de la conversión directa de la energía de fisión del núcleo atómico en energía eléctrica reducirá significativamente el costo de la electricidad generada.
Fundamentos físicos de la energía nuclear.
Todas las sustancias en la naturaleza están formadas por partículas diminutas, moléculas que están en continuo movimiento. El calor corporal es el resultado del movimiento de las moléculas.
El estado de completo reposo de las moléculas corresponde al cero absoluto de temperatura.
Las moléculas de materia están formadas por átomos de uno o más elementos químicos.
Una molécula es la partícula más pequeña de una sustancia determinada. Si divide la molécula de una sustancia compleja en sus partes constituyentes, obtiene átomos de otras sustancias.
Átomo- la partícula más pequeña de un elemento químico dado. No puede dividirse químicamente en partículas aún más pequeñas, aunque el átomo también tiene su propia estructura interna y consta de un núcleo con carga positiva y una capa de electrones con carga negativa.
El número de electrones en la capa varía de uno a ciento uno. El último número de electrones tiene un elemento llamado Mendelevio.
Este elemento se llama Mendelevio en honor a D.I. Mendeleev, quien descubrió en 1869 la ley periódica, según la cual las propiedades fisicoquímicas de todos los elementos dependen del peso atómico, y después de ciertos períodos existen elementos con propiedades fisicoquímicas similares.
El núcleo de un átomo.
El núcleo de un átomo contiene la mayor parte de su masa. La masa de la capa de electrones es solo una fracción de un porcentaje de la masa de un átomo. Los núcleos atómicos son formaciones complejas que consisten en partículas elementales, protones con carga eléctrica positiva, y partículas sin carga eléctrica, neutrones.
Las partículas cargadas positivamente, protones y partículas eléctricamente neutras, los neutrones se denominan colectivamente nucleones. Los protones y neutrones en el núcleo de un átomo están conectados por las llamadas fuerzas nucleares.
La energía de enlace de un núcleo es la cantidad de energía requerida para separar el núcleo en nucleones individuales. Dado que las fuerzas nucleares son millones de veces mayores que las fuerzas de los enlaces químicos, se deduce de esto que el núcleo es un compuesto cuya fuerza excede inconmensurablemente la fuerza de la conexión de los átomos en una molécula.
Durante la síntesis de 1 kg de helio a partir de un átomo de hidrógeno, se libera una cantidad de calor equivalente a la cantidad de calor durante la combustión de 16 000 toneladas de carbón, mientras que la división de 1 kg de uranio libera una cantidad de calor igual al calor liberado durante la combustión de 2.700 toneladas de carbón.
Radioactividad.
La radiactividad es la capacidad de convertir espontáneamente isótopos inestables de un elemento químico en isótopos de otro elemento acompañado de la emisión de rayos alfa, beta y gamma.
La transformación de partículas elementales (neutrones, mesones) también se denomina a veces radiactividad.
Reacciones nucleares.
Las reacciones nucleares se denominan transformaciones de los núcleos atómicos como resultado de su interacción con las partículas elementales y entre sí.
En las reacciones químicas, las capas externas de electrones de los átomos se reorganizan y la energía de estas reacciones se mide en electronvoltios.
En las reacciones nucleares, el núcleo de un átomo se reorganiza y, en muchos casos, el resultado de la reorganización es la transformación de un elemento químico en otro. La energía de las reacciones nucleares se mide en millones de electronvoltios.
Fisión nuclear .
El descubrimiento de la fisión de los núcleos de uranio, su confirmación experimental en 1930 permitió vislumbrar las inagotables posibilidades de aplicación en varios campos economía nacional e incluyendo la obtención de energía en la construcción de instalaciones nucleares.
Reacción nuclear en cadena.
Una reacción en cadena nuclear es la reacción de fisión de los núcleos de átomos de elementos pesados bajo la acción de neutrones, en cada acto en el que aumenta el número de neutrones, como resultado de lo cual aumenta el proceso de fisión autosostenido.
Las reacciones nucleares en cadena pertenecen a la clase de las exotérmicas, es decir, acompañadas de liberación de energía.
Fundamentos de la teoría de reactores.
Un reactor nuclear de potencia es una unidad diseñada para producir calor a partir del combustible nuclear mediante una reacción en cadena controlada y autosostenida, la fisión de los átomos de este combustible.
Durante el funcionamiento de un reactor nuclear, para evitar que se produzca una reacción en cadena, se utilizan moderadores para extinguir artificialmente la reacción introduciendo automáticamente elementos moderadores en el reactor. Para mantener la potencia del reactor a un nivel constante, es necesario observar la condición de constancia de la tasa media de fisión nuclear, el llamado factor de multiplicación de neutrones.
Un reactor nuclear se caracteriza por las dimensiones críticas de la zona activa, en las que el factor de multiplicación de neutrones es K=1. Dada la composición del material fisionable nuclear, materiales estructurales, moderador y refrigerante, elegir la opción en la que K = ∞ tiene un valor máximo.
El factor de multiplicación efectivo es la relación entre el número de producciones de neutrones y el número de muertes de neutrones debido a la absorción y la fuga.
Un reactor que utiliza un reflector reduce las dimensiones críticas del núcleo, nivela la distribución del flujo de neutrones y aumenta la potencia específica del reactor, en relación con 1 kg de combustible nuclear cargado en el reactor. El cálculo de las dimensiones de la zona activa se realiza mediante métodos complejos.
Los reactores se caracterizan por ciclos y tipos de reactores.
El ciclo del combustible o ciclo del combustible nuclear es un conjunto de transformaciones sucesivas del combustible en el reactor, así como durante el procesamiento del combustible irradiado después de su extracción del reactor con el fin de aislar el combustible secundario y el combustible primario no quemado.
El ciclo del combustible determina el tipo de reactor nuclear: reactor-convector;
reactor reproductor; reactores de neutrones rápidos, intermedios y térmicos, un reactor de combustibles sólidos, líquidos y gaseosos; reactores homogéneos y reactores heterogéneos y otros.
Principios del control de potencia del reactor.
El reactor de potencia debe operar de manera estable a varios niveles de potencia. Los cambios en el nivel de liberación de calor en el reactor deben ocurrir lo suficientemente rápido, pero sin problemas, sin saltos en la aceleración de la potencia.
El sistema de control está diseñado para compensar los cambios en el factor K (reactividad) que surgen de los cambios en el modo, incluidos el arranque y la parada. Para hacer esto, durante la operación, se introducen varillas de grafito en el núcleo según sea necesario, cuyo material absorbe fuertemente los neutrones térmicos. Para reducir o aumentar la potencia, respectivamente, se retiran o introducen las varillas indicadas, ajustando así el coeficiente K. Las varillas se utilizan tanto de regulación como de compensación, y en general pueden denominarse de control o de protección.
Clasificación de los reactores.
Los reactores nucleares se pueden clasificar según varios criterios:
1) Con cita previa
2) Según el nivel de energía de los neutrones que provocan la mayoría de las fisiones de los núcleos combustibles;
3) Por el tipo de moderador de neutrones
4) Por tipo y estado de agregación del refrigerante;
5) Sobre la base de la reproducción del combustible nuclear;
6) De acuerdo con el principio de colocar combustible nuclear en el moderador,
7) Según el estado de agregación del combustible nuclear.
Los reactores diseñados para generar energía eléctrica o térmica se denominan reactores de potencia, así como reactores tecnológicos y de doble propósito.
Según el nivel de energía, los reactores se subdividen: en neutrones térmicos, en neutrones rápidos, en neutrones intermedios.
Por tipo de moderadores de neutrones: agua, agua pesada, grafito, orgánico, berilio.
Por tipo de refrigerante: agua, agua pesada, metal líquido, orgánico, gas.
Según el principio de reproducción del combustible nuclear:
Reactores sobre un isótopo fisionable puro. Con la reproducción de combustible nuclear (regenerativas) con reproducción ampliada (reactores reproductores).
Según el principio del combustible nuclear: heterogéneo y homogéneo
Según el principio del estado de agregación del material divisorio:
En forma de cuerpo sólido, con menos frecuencia en forma de líquido y gas.
Si nos limitamos a las características principales, entonces se puede proponer el siguiente sistema para designar los tipos de reactores
1. Reactor con agua como moderador y refrigerante de uranio de bajo enriquecimiento (WWR-Uno) o reactor de agua a presión (WWR).
2. Reactor con agua pesada como moderador y agua corriente como refrigerante sobre uranio natural. Designación: reactor de agua pesada de uranio natural (TVR-Up) o reactor de agua pesada (HWR) Cuando se utiliza agua pesada y como
El refrigerante será (TTR)
3. Un reactor con grafito como moderador y agua como refrigerante sobre uranio débilmente enriquecido se denominará reactor de agua pintada sobre uranio débilmente enriquecido (GVR-Uno) o reactor de agua pintada (GVR)
4. Reactor con grafito como moderador y gas como refrigerante sobre uranio natural (GGR-Up) o reactor de grafito-gas (GGR)
5. Un reactor con agua hirviendo como moderador del refrigerante puede designarse VVKR, el mismo reactor de agua pesada - TTKR.
6. Un reactor con grafito como moderador y sodio como refrigerante puede designarse GNR
7. Un reactor con un moderador orgánico y un refrigerante puede designarse OOR
Principales características de los reactores de las centrales nucleares
| planta nuclear | |||
| Características del reactor | con reactores | neutrones térmicos | Con reactores de neutrones rápidos |
| tipo de reactor | VVER | RBMK | RBN |
| refrigerante | Agua | agua | Na líquido, K, agua |
| Moderador | Agua | grafito | desaparecido |
| Tipo de combustible nuclear | Uranio débilmente enriquecido | Uranio débilmente enriquecido | Uranio altamente enriquecido o Pu-239 |
| Enriquecimiento del combustible nuclear según U-235, % | 3-4 | 2-3 | 90 |
| Número de circuitos de circulación de refrigerante | 2 | 1 | 3 |
| Presión de vapor frente a la turbina, MPa | 4,0-6,0 | 6,0-6,5 | 6,0-6,5 |
| Eficiencia de la central nuclear | ≈30% | 30-33% | ≈35% |
Esquema estructural del reactor.
Los principales componentes estructurales de un reactor nuclear heterogéneo son: un cuerpo; núcleo, formado por elementos combustibles, moderador y sistema de control y protección; reflector de neutrones; sistema de eliminación de calor; Protección térmica; protección biológica; sistema de carga y descarga de elementos combustibles. Los reactores reproductores también tienen una zona de reproducción de combustible nuclear con su propio sistema de extracción de calor. En reactores homogéneos, en lugar de elementos combustibles, hay un depósito con una solución de sales o una suspensión de materiales refrigerantes fisionables.
1er tipo(s) - un reactor en el que el grafito es el moderador y reflector de neutrones. Los bloques de grafito (paralelepípedos de un prisma con canales internos y elementos combustibles colocados en ellos forman una zona activa, generalmente en forma de cilindro o prisma poliédrico. Los canales en bloques de grafito recorren toda la altura de la zona activa. Se insertan tuberías En estos canales para acomodar los elementos combustibles.A lo largo del espacio anular, el refrigerante fluye entre los elementos combustibles y los tubos guía.Se puede usar agua, metal líquido o gas como refrigerante.Parte de los canales del núcleo se usa para colocar las varillas de el sistema de control y protección. Un reflector de neutrones está ubicado alrededor del núcleo, también en forma de una colocación de bloques de grafito. Los canales de elementos combustibles pasan tanto a través de la mampostería del núcleo como a través de la mampostería del reflector.
Durante el funcionamiento del reactor, el grafito se calienta a una temperatura a la que puede oxidarse. Para evitar la oxidación, la mampostería de grafito está encerrada en una carcasa hermética de acero llena de gas neutro (nitrógeno, helio). Los canales de elementos combustibles se pueden colocar tanto vertical como horizontalmente. Fuera de la carcasa de acero se coloca protección biológica - hormigón especial. Entre el revestimiento y el hormigón se puede prever un canal de refrigeración de hormigón por el que circula el medio refrigerante (aire, agua). En el caso de usar sodio como refrigerante, los bloques de grafito se cubren con una capa protectora (por ejemplo, de circonio). Para evitar la impregnación de grafito con sodio cuando se escapa del circuito de circulación. Los accionamientos automáticos de las barras de control reciben un pulso de las cámaras de ionización o contadores de neutrones. En una cámara de ionización llena de gas, las partículas de carga rápida provocan una caída de tensión entre los electrodos a los que se les aplica una diferencia de potencial. La caída de voltaje en el circuito del electrodo es proporcional al cambio en la densidad de flujo de las partículas que ionizan el gas. Las superficies de los electrodos de las cámaras de ionización recubiertas de boro absorben neutrones, provocando un flujo de partículas alfa que también producen ionización. En tales dispositivos, los cambios en la intensidad de la corriente en el circuito son proporcionales al cambio en la densidad de flujo de neutrones. La corriente débil generada en el circuito de la cámara de ionización es amplificada por amplificadores electrónicos o de otro tipo. Con un aumento en el flujo de neutrones en el reactor, la corriente en el circuito de la cámara de ionización aumenta y el servomotor de control automático baja la barra de control hacia el núcleo hasta la profundidad adecuada. Cuando el flujo de neutrones en el reactor disminuye, la corriente en el circuito de la cámara de ionización disminuye y el accionamiento de las barras de control las eleva automáticamente a la altura adecuada.
El reactor de grafito-agua, cuando se enfría con agua sin ebullición, tiene una temperatura del agua de salida relativamente baja, lo que también provoca parámetros iniciales relativamente bajos del vapor generado y, en consecuencia, una baja eficiencia de la planta.
En caso de sobrecalentamiento del vapor en el núcleo del reactor, la eficiencia de la instalación puede incrementarse significativamente. El uso de gases o metales líquidos en el reactor según el Esquema 1 también permitirá obtener parámetros de generación de vapor más altos y, en consecuencia, una mayor eficiencia de la planta. Los reactores de agua graffiti, agua a presión y metal líquido graffiti requieren el uso de uranio enriquecido.
La figura 1 muestra el diagrama esquemático de la RBMK NPP.
1 figura 1
1-bloques de grafito
(Moderador)
reactor de 2 núcleos
2. El reactor de agua-gas pesado 2 puede funcionar con uranio natural. El elemento combustible de un reactor de este tipo se sumerge en un tanque de acero o aluminio lleno hasta cierto nivel con agua pesada. Alrededor del tanque hay un reflector de grafito: protección biológica. Los elementos combustibles tienen canales internos para el paso del gas disipador de calor. El agua pesada, que sirve como moderador, también se calienta y requiere su propio sistema de enfriamiento. Esto se hace haciendo circular agua pesada usando una bomba especial y enfriándola en un intercambiador de calor con agua corriente. Tal reactor tiene una eficiencia suficientemente alta y un costo de combustible relativamente bajo de la electricidad generada.
Dado que el combustible es uranio natural, el alto costo del agua pesada y la pérdida de calor asociada con su enfriamiento son sus desventajas.
3. La figura c) muestra un reactor de agua a presión o agua pesada en el que el agua o agua pesada sirve como moderador y refrigerante (VVER).
4 Fig d) da una idea del esquema de diseño de un reactor de ebullición. Este tipo permite producirlos con un espesor de pared más pequeño, así como su propiedad positiva es la posibilidad de autorregulación.
5. el reactor reproductor opera con neutrones rápidos, es decir en uranio enriquecido. Este tipo de reactores requiere una mayor protección biológica y, en consecuencia, el uso de materiales más costosos.
6. Reactor homogéneo donde, cuando se utiliza uranio natural, sólo el agua pesada puede actuar como moderador, mientras que el agua ordinaria puede actuar como moderador cuando se trata de uranio enriquecido. Aquí, la fisión nuclear en neutrones rápidos está ausente. La densidad relativamente baja del uranio y la absorción resonante requieren un mayor grado de enriquecimiento del combustible en isótopos fisionables.
Todos los diseños de reactores tienen aspectos tanto positivos como negativos, que siempre deben tenerse en cuenta al diseñar, teniendo en cuenta la vinculación de la construcción a las condiciones específicas de la región, en función de la posibilidad de suministro de materias primas, el riesgo de contaminación ambiental, las fuentes de suministro de agua. y agua subterránea.
Al diseñar plantas de energía nuclear, se utilizan cálculos matemáticos complejos que, a pesar de las capacidades analíticas modernas de la tecnología informática, no pueden garantizar la exactitud de todos los parámetros. Por lo tanto, todos los cálculos se vuelven a verificar mediante verificación experimental.
Esto es especialmente importante cuando se comprueban las dimensiones críticas de un reactor de uranio natural. Si confía solo en el cálculo teórico, puede cometer un grave error de cálculo, que será muy costoso y difícil de corregir.
El repostaje periódico de las centrales nucleares requiere una preparación muy cuidadosa y se suele realizar con el reactor parado, ya que el aumento de la radiactividad exige la ausencia de personal durante las operaciones de carga y descarga, a pesar de que el esquema de repostaje se produce en modo automático mediante contenedores especiales que proporcionan no solo el modo automático, sino también todos los requisitos de seguridad con enfriamiento constante.
Los contenedores tienen cubiertas gruesas de plomo que proporcionan un fondo de radiación aceptable.
Diseños de equipos de centrales nucleares.
Graffiti-reactores de agua.
El reactor de agua pintada de la CN AN es el primer reactor creado para la producción de energía eléctrica.
En la parte central de la mampostería de grafito, de 4,6 m de altura y 3 m de diámetro, existen 157 huecos verticales de 65 mm de diámetro dispuestos a lo largo de una celosía triangular con paso de 120 mm. Contienen canales con TVE. La zona activa, en la que se ubican los canales con TVE, tiene un diámetro de 1,6 metros y una altura de 1,7 metros. Está rodeado por todos los lados por un reflector de grafito de 0,7 m de espesor, la mampostería de grafito está encerrada en una caja de acero soldada a la placa de acero inferior. En lo alto, la mampostería se cierra con una losa maciza de hierro fundido por donde pasan los canales y sistemas de control de TVE. La caja de acero está llena de un gas inerte que protege el grafito de la oxidación. Alrededor del cuerpo hay un tanque de protección de agua anular con un espesor de capa de agua de 1 m. El reactor está ubicado en un pozo de hormigón con un espesor de pared de 3 m, que sirve como capa exterior de protección biológica. Hay 12 tuberías verticales en el escudo de agua, en las que se encuentran cámaras de ionización a la altura de la zona activa. Hay 128 canales de TVE en la zona activa. El diseño de dicho canal se muestra en Figura 2.
Se ensambla un canal cilíndrico con un diámetro de 65 mm a partir de bujes de grafito con cinco orificios a través de los cuales pasan TVE tubulares. El agua desciende por el tubo central de arriba abajo y vuelve a subir por los 4 TBE tubulares. Urano se encuentra fuera de estos tubos a una altura de 1,7 m. El flujo de calor de los canales en la parte central de la zona activa alcanza 1,8 * 106 Kcal/m2 por hora.
24 canales están ocupados por barras de control de carburo de boro. Cuatro barras para el control automático de la potencia del reactor están ubicadas a lo largo de la periferia del núcleo. Dieciocho barras de control manual están ubicadas en el centro de la zona activa (6 uds.) a lo largo de la periferia (12 uds.) Sirven para compensar el margen de reactividad.
También existen varillas de emergencia para una parada de emergencia del reactor. Todos los canales de las varillas se enfrían con agua a una presión de 5 atm. Y temperaturas de 30 a 60 grados. La potencia térmica de dicho reactor es de 30 MW. La carga total del reactor es de 550 kg de uranio que contiene un 5 % de uranio 235, es decir, la cantidad de uranio 235 cargada en el reactor es de 27,5 kg. El consumo de uranio por día es de unos 30 gr.
CN de reactor presurizado (VVER)
Los reactores de agua a presión presurizados tienen un recipiente que puede soportar la presión de operación del refrigerante (Fig. 3) Los conjuntos de combustible con combustible nuclear se cargan en el núcleo del reactor. El calor liberado durante la fisión del combustible nuclear calienta el agua en la vasija del reactor, formando un vapor saturado débilmente radiactivo que ingresa al generador de vapor del circuito secundario. En el generador de vapor, el vapor débilmente radiactivo cede calor al agua y se forma vapor saturado no radiactivo, que se dirige a la turbina de vapor. Cuando el calor del vapor radiactivo se transfiere al agua no radiactiva del circuito secundario, se producen pérdidas de calor adicionales (en comparación con RBMK) en el generador de vapor, lo que reduce la eficiencia de las centrales nucleares con reactores VVER al 30 %.
Las centrales nucleares con reactores de neutrones rápidos tienen un esquema tridimensional: en el primer circuito, el refrigerante es sodio radiactivo (o potasio), en el segundo, sodio no radiactivo (o potasio), en el tercero, agua no radiactiva. calentado en el generador de vapor por el calor del sodio no radiactivo del segundo circuito. El vapor saturado no radiactivo del tercer circuito ingresa a la turbina de vapor. La eficiencia de las centrales nucleares con reactores de neutrones rápidos es de alrededor del 35%.
1 circuito 2 circuitos
P.EJ Fig. 3
MCP 1 Diagrama esquemático
MCP1, MCP2 -
Circulación principal
Bombas de primera y centrales nucleares. 1 caja de metal
Segundos circuitos de los reactores MCP 2; 2-zona activa;
3-agua; Generador de 4 vapores.
El diagrama muestra:
1. Reactor nuclear con protección biológica primaria.
2. Protección biológica secundaria.
3. Turbina.
4. Generador.
5. Condensador.
6. Bombas de circulación.
7. Intercambiador de calor regenerativo.
8. Depósito de agua.
9. Generador de vapor.
10. Intercambiador de calor intermedio.
T - transformador elevador.
TSN- transformador auxiliar.
RU VN - aparamenta de alta tensión (110 kV y superior).
RU SN - Aparamenta de necesidades propias.
I; II; tercero– Circuitos de centrales nucleares.
Una planta en la que tiene lugar una reacción nuclear en cadena controlada se denomina reactor nuclear. 1 . Está cargado con combustible nuclear, por ejemplo, uranio-238. Un reactor nuclear se utiliza para calentar el refrigerante y es, en principio, una caldera.
Protección biológica 2 actúa como un aislante del reactor del espacio circundante para que los poderosos flujos de neutrones, los rayos alfa, beta, gamma y los fragmentos de fisión no penetren en él. La protección biológica está diseñada para crear condiciones de trabajo seguras para el personal de servicio.
Turbina 3 está diseñado para convertir la energía del vapor en energía mecánica de rotación del rotor de un generador eléctrico. Generador 4 genera energía eléctrica, que se alimenta a un transformador elevador T, donde se convierte a los valores requeridos para su posterior transmisión a las líneas eléctricas. Parte de la energía también se transfiere a TSN- transformador reductor para necesidades propias.
El vapor de escape de la turbina entra en el condensador. Condensador 5 sirve para enfriar el vapor que, al condensarse, es alimentado por una bomba de circulación 6 a través de un intercambiador regenerativo 7 en el generador de vapor 9 . En el intercambiador regenerativo, el agua se enfría a su valor original.
El refrigerante primario calentado en el reactor ( N / A) emite calor en el intercambiador de calor intermedio 10 refrigerante secundario ( N / A). Y eso, a su vez, cede calor al cuerpo de trabajo ( H2O) en el generador de vapor.
Las bombas de circulación se utilizan para mover el refrigerante en los circuitos del circuito, así como para suministrar agua de refrigeración al condensador desde el tanque. 8 .
Por lo tanto, las centrales nucleares se diferencian fundamentalmente de las centrales térmicas solo en que el fluido de trabajo en ellas recibe calor en el generador de vapor cuando se quema combustible nuclear en un reactor nuclear, y no combustible orgánico en las calderas, como es el caso de las centrales térmicas. .
El esquema de bucle múltiple de la central nuclear garantiza la seguridad radiológica y crea comodidad para el mantenimiento del equipo. La elección del número de circuitos se determina en función del tipo de reactor y de las propiedades del refrigerante, que caracterizan su idoneidad para su uso como fluido de trabajo en una turbina.
Intercambiadores de calor NPP.
El intercambiador de calor de las centrales nucleares tiene características caracteristicas de diseño y cargas de calor específicas significativamente más altas en comparación con los intercambiadores de calor en las centrales eléctricas convencionales. La reducción de las dimensiones de los intercambiadores de calor de la planta del reactor permite reducir el tamaño y el peso del escudo biológico y, en consecuencia, la inversión en la construcción de centrales nucleares.
Los intercambiadores de calor, a través de los cuales fluye un medio radiactivo y corrosivo, están hechos de acero inoxidable relativamente caro. Para ahorrar este acero, las superficies de calefacción, las placas tubulares y las corazas de los intercambiadores de calor suelen fabricarse con espesores mínimos, evitando márgenes de resistencia excesivos, pero asegurando la necesaria fiabilidad de su funcionamiento a largo plazo.
El grupo electrógeno de vapor consta de generadores de vapor saturado horizontales con una presión de 32 y 231o C.
El agua del reactor a una temperatura de 275°C se alimenta a un colector vertical de 750 mm de diámetro, desde el cual se distribuye por haces de tubos, luego ingresa a la bomba de circulación del circuito de refrigeración.
Los haces de tubos se sumergen en el volumen de agua del circuito secundario, el agua que llena el espacio anular se evapora, el vapor resultante pasa a través de los separadores de vapor y luego ingresa a la tubería de recolección de vapor a la turbina.
La superficie de calentamiento del generador de vapor es de 1290 m2. Consta de dos paquetes en línea de 975 tubos con un diámetro de 21 mm y un espesor de pared de 1,5 mm. El paso de los tubos en el paquete es de 36 mm. El paquete de tuberías cuenta con 5 corredores verticales que mejoran la circulación natural.
Turbomáquinas NPP.
Las turbinas de vapor de condensación se utilizan en la operación, construcción y diseño de plantas de energía nuclear.
En las centrales nucleares con reactores de alta temperatura, se utilizan tipos especiales de turbinas que funcionan con vapor saturado o ligeramente sobrecalentado.
Hay ranuras especiales en la carcasa de la turbina para atrapar la humedad que gotea. Los separadores de humedad por goteo pueden ser centrífugos e inerciales. Al pasar a través de los canales del tornillo de dos vías en el flujo de vapor, las fuerzas centrífugas arrojan gotas de humedad sobre las paredes de la carcasa y fluyen hacia el orificio de drenaje.
Cuando el flujo de vapor gira 180°, también se desarrolla una fuerza centrífuga en la entrada del tubo interior del separador, que arroja gotas de humedad hacia abajo.
En los separadores de tipo inercial, la separación de la gota de humedad del flujo se produce cuando el flujo golpea la rejilla de tiras.
Equipo auxiliar.
Los equipos auxiliares de los sopladores de gas de la central nuclear, las bombas, los accesorios y los instrumentos de medición tienen características específicas que deberían proporcionar una mayor fiabilidad y garantizar un período de funcionamiento más prolongado sin mantenimiento. Garantizar la exclusión de fugas de gas radiactivo. Mayor resistencia a la corrosión. Las bombas de diseño sin sellos deben proporcionar un alto grado de estanqueidad.
Todos los accesorios están hechos con un sello de vástago de fuelle.
Todos los equipos de medición también tienen sus propias características de diseño que brindan mayor precisión y confiabilidad.
Layout de los equipos de la central nuclear.
Requisitos básicos para el diseño del equipo:
1. Simplicidad del esquema tecnológico que proporciona tuberías rectas y cortas, líneas de agua y gas. Rutas de cable
2. Comodidad y facilidad de mantenimiento, fácil acceso a todas las unidades.
3. Buena iluminación.
4. Disposición compacta de unidades
5. Proporcionar ventilación rápida y excitante a todos los volúmenes del edificio.
6. Mayor rigidez de los cimientos.
7. Se deben proporcionar dispositivos móviles de transporte para garantizar la descontaminación de las instalaciones con sus equipos y dispositivos.
Problemas de seguridad en las centrales nucleares.
Los problemas de seguridad en las plantas de energía nuclear reciben una gran atención. La seguridad del personal de la central nuclear y de la población de las áreas adyacentes a su territorio está garantizada por un sistema de medidas previstas para el diseño de la central nuclear y la selección del lugar para su construcción. La radiactividad máxima permitida del agua y el grado de contaminación de los cuerpos de agua están regulados por las "Reglas sanitarias para el transporte, almacenamiento, contabilidad y trabajo con sustancias radiactivas" aprobadas por el Inspector Sanitario Jefe de Rusia.
Estas reglas establecen límites de tiempo niveles aceptables radiación.
El sistema de seguridad biológica y control dosimétrico de las centrales nucleares, adoptado para las centrales nucleares de la Academia de Ciencias de Rusia, está estrictamente controlado por autoridades superiores.
Las principales fuentes de contaminación radiactiva en las centrales nucleares son el agua del circuito de refrigeración del reactor y el nitrógeno que llena la pila de grafito.
La actividad del aire emitido a la atmósfera está determinada por la actividad del argón.
El agua con sus residuos secos de larga duración de sodio, manganeso, calcio y otros componentes se analiza estrictamente para determinar las dosis de actividad permitidas.
El aire radiactivo del espacio de desbordamiento se diluye en el sistema de ventilación general hasta que la actividad desciende a un nivel aceptable.
El agua radiactiva emitida se procesa en un taller especial, se somete a envejecimiento, dilución y purificación de impurezas, incluida la evaporación.
El agua descargada del circuito primario tiene baja actividad y contiene isótopos de vida corta. Es envejecido y diluido. El tiempo de exposición es de 10-15 días. Durante este período, la radiactividad disminuye a un nivel aceptable. agua potable y se va por el desagüe. En particular, en el edificio de la central nuclear de la Academia de Ciencias de Rusia hay 28 sistemas de ventilación para ventilar el aire de una habitación a otra.
Se presta especial atención al espacio sobre el reactor, desde donde el gas radiactivo puede penetrar en la sala del reactor. El aire entre la coraza del reactor y el escudo de agua no está ventilado, ya que es altamente radiactivo y no se permite su liberación a la atmósfera a través de una tubería, para evitar la contaminación ambiental.
Existe un sistema de control dosimétrico, tanto estacionario como individual. Además, el aire se extrae constantemente de varias salas y se analiza en busca de radiactividad en laboratorios de control dosimétrico separados. Todo el personal de trabajo dispone de casetes fotográficos de bolsillo y dosímetros de bolsillo.
Durante la reparación y mantenimiento de equipos, se introducen las horas de trabajo reguladas del personal. Cuando trabajan, utilizan: neumotrajes, máscaras de gas, guantes, gafas y otros equipos de protección personal.
Se está realizando la descontaminación preliminar de equipos y lugares de trabajo previstos.
Para evitar la eliminación de radiactividad en los monos, se organizan puestos médicos especiales.
Al salir de la zona de radiactividad, el personal se quita la ropa de protección, se ducha y se cambia de ropa.
La ropa usada se entrega a una lavandería especial o se destruye.
Las violaciones de las normas de control dosimétrico pueden tener consecuencias irreparables.
La historia mundial de la operación de plantas de energía nuclear conoce muchos ejemplos que tuvieron lugar en los países de Canadá y Estados Unidos. Francia, Inglaterra. Yugoslavia. Los hechos del accidente de Chernóbil aún están frescos. Todos los casos que llevaron a una o más consecuencias complejas, ya menudo severas, fueron la causa de ciertas imperfecciones, a veces negligencia o desprecio por las reglas de operación de las centrales nucleares.
Literatura.
1. Centrales nucleares…………………… A.A. Kanaev 1961
2. Casi todo sobre el reactor de cadena………………………… L. Matveev 1990
3. Energía nuclear……………………………… A.P. Alexandrov 1978
4. Energía del futuro…………………………………… A I. Protsenko 1985
5. Economía de la industria de energía eléctrica …………………… Fomina 2005
Planta de energía nuclear (NPP) - un complejo de estructuras técnicas diseñadas para generar energía eléctrica mediante el uso de la energía liberada durante una reacción nuclear controlada.
El uranio se utiliza como combustible común para las plantas de energía nuclear. La reacción de fisión se lleva a cabo en la unidad principal de una central nuclear: un reactor nuclear.
El reactor está montado en una caja de acero diseñada para alta presión, hasta 1,6 x 107 Pa, o 160 atmósferas.
Las partes principales de VVER-1000 son:
1. El núcleo, donde se encuentra el combustible nuclear, se produce una reacción en cadena de fisión nuclear y se libera energía.
2. Reflector de neutrones que rodea el núcleo.
3. Refrigerante.
4. Sistema de control de protección (CPS).
5. Protección radiológica.
El calor en el reactor se libera debido a la reacción en cadena de la fisión del combustible nuclear bajo la acción de los neutrones térmicos. En este caso, se forman productos de fisión nuclear, entre los cuales hay sólidos y gases: xenón, criptón. Los productos de fisión tienen una radiactividad muy alta, por lo que el combustible (tabletas de dióxido de uranio) se coloca en tubos de zirconio sellados - TVEL (elementos combustibles). Estos tubos se combinan varias piezas una al lado de la otra en un solo conjunto de combustible. Para controlar y proteger un reactor nuclear se utilizan barras de control que se pueden mover a lo largo de toda la altura del núcleo. Las varillas están hechas de sustancias que absorben fuertemente los neutrones, como el boro o el cadmio. Con la introducción profunda de las varillas, la reacción en cadena se vuelve imposible, ya que los neutrones son fuertemente absorbidos y eliminados de la zona de reacción. Las varillas se mueven de forma remota desde el panel de control. Con un pequeño movimiento de las varillas, el proceso de la cadena se desarrollará o decaerá. De esta forma se regula la potencia del reactor.
El esquema de la estación es de dos circuitos. El primer circuito, radiactivo, consta de un reactor VVER 1000 y cuatro bucles de refrigeración de circulación. El segundo circuito, no radiactivo, incluye unidades generadoras de vapor y de suministro de agua y una unidad de turbina con una capacidad de 1030 MW. El refrigerante principal es agua sin ebullición de alta pureza a una presión de 16 MPa con la adición de una solución de ácido bórico, un fuerte absorbente de neutrones, que se utiliza para controlar la potencia del reactor.
1. Las bombas de circulación principal bombean agua a través del núcleo del reactor, donde se calienta a una temperatura de 320 grados debido al calor liberado durante una reacción nuclear.
2. El refrigerante calentado cede su calor al agua del circuito secundario (fluido de trabajo), evaporándolo en el generador de vapor.
3. El refrigerante enfriado ingresa nuevamente al reactor.
4. El generador de vapor produce vapor saturado a una presión de 6,4 MPa, que se alimenta a la turbina de vapor.
5. La turbina impulsa el rotor del generador eléctrico.
6. El vapor de escape se condensa en el condensador y la bomba de condensado lo devuelve al generador de vapor. Para mantener una presión constante en el circuito, se instala un compensador de volumen de vapor.
7. El calor de la condensación de vapor se extrae del condensador mediante la circulación de agua, que es suministrada por una bomba de alimentación desde el estanque de enfriamiento.
8. Tanto el primer como el segundo circuito del reactor están sellados. Esto garantiza la seguridad del reactor para el personal y el público.
Si es imposible usar una gran cantidad de agua para la condensación de vapor, en lugar de usar un depósito, el agua puede enfriarse en torres de enfriamiento especiales (torres de enfriamiento).
La seguridad y el respeto por el medio ambiente de la operación del reactor están garantizados por el estricto cumplimiento de las regulaciones (reglas operativas) y una gran cantidad de equipos de control. Todo ello está diseñado para un control cuidadoso y eficiente del reactor.
Protección de emergencia de un reactor nuclear: un conjunto de dispositivos diseñados para detener rápidamente una reacción nuclear en cadena en el núcleo del reactor.
La protección de emergencia activa se activa automáticamente cuando uno de los parámetros de un reactor nuclear alcanza un valor que puede provocar un accidente. Dichos parámetros pueden ser: temperatura, presión y caudal del refrigerante, nivel y tasa de aumento de potencia.
Los elementos ejecutivos de protección de emergencia son, en la mayoría de los casos, varillas con una sustancia que absorbe bien los neutrones (boro o cadmio). A veces, se inyecta un eliminador de líquido en el circuito de refrigerante para apagar el reactor.
Además de la protección activa, muchos proyectos modernos también incluyen elementos de protección pasiva. Por ejemplo, las versiones modernas de los reactores VVER incluyen el "Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia" (ECCS): tanques especiales con ácido bórico ubicados sobre el reactor. En caso de accidente base máxima de diseño (ruptura del circuito de refrigeración primario del reactor), el contenido de estos tanques queda por gravedad en el interior del núcleo del reactor y la reacción nuclear en cadena se apaga por una gran cantidad de una sustancia que contiene boro. que absorbe bien los neutrones.
De acuerdo con las "Reglas de Seguridad Nuclear para Instalaciones de Reactores de Centrales Nucleares", al menos uno de los sistemas de parada del reactor provistos debe realizar la función de protección de emergencia (EP). La protección de emergencia debe tener al menos dos grupos independientes de órganos de trabajo. A la señal de la AZ, los cuerpos de trabajo de la AZ deben ser accionados desde cualquier posición de trabajo o intermedia.
El equipo AZ debe constar de al menos dos conjuntos independientes.
Cada conjunto de equipos AZ debe diseñarse de tal manera que, en el rango de cambios de densidad de flujo de neutrones del 7% al 120% del valor nominal, se proporcione protección para:
1. Según la densidad del flujo de neutrones, al menos tres canales independientes;
2. De acuerdo con la tasa de aumento de la densidad de flujo de neutrones, en al menos tres canales independientes.
Cada conjunto de equipos AZ debe estar diseñado de tal manera que, en todo el rango de cambio de parámetros de proceso establecido en el diseño de la planta del reactor (RP), la protección de emergencia sea proporcionada por al menos tres canales independientes para cada parámetro de proceso para el cual se protege. necesario.
Los comandos de control de cada conjunto para actuadores AZ deben transmitirse por al menos dos canales. Cuando un canal se pone fuera de servicio en uno de los conjuntos de equipos AZ sin que este conjunto se ponga fuera de servicio, se debe generar automáticamente una señal de alarma para este canal.
El disparo de la protección de emergencia debe ocurrir al menos en los siguientes casos:
1. Al alcanzar el punto de ajuste AZ en términos de densidad de flujo de neutrones.
2. Al alcanzar el punto de ajuste AZ en términos de tasa de aumento en la densidad de flujo de neutrones.
3. En caso de falla de energía en cualquier conjunto de equipos AZ y barras de suministro de energía CPS que no hayan sido puestas fuera de operación.
4. En caso de falla de cualquiera de los dos de los tres canales de protección en términos de densidad de flujo de neutrones o en términos de la tasa de aumento del flujo de neutrones en cualquier conjunto de equipo AZ que no haya sido dado de baja.
5. Cuando los parámetros tecnológicos alcanzan la configuración AZ, según los cuales es necesario llevar a cabo la protección.
6. Al iniciar la operación de la AZ desde la llave desde el punto de control de bloque (BCR) o el punto de control de respaldo (RCP).
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