У Росії експлуатується 10 атомних електростанцій (табл.2.1) з сумарною встановленою потужністю 22,4 ГВт після пуску 3 блоку Калінінської АЕС. Вироблення електроенергії на АЕС Росії становить близько 15% в загальній структурі виробництва електроенергії.
У вітчизняній енергетиці набули поширення ядерні реактори типів ВВЕР, РБМК, БН, ЕГП. Розподіл реакторів різного типу по АЕС Росії показано в табл.2.1.
У табл.2.2 дано коротке порівняння реакторів різного типу по елек-тричних потужності, кількості контурів, теплоносія, способу уповільнення і типу нейтронів.
Характерною особливістю АЕС, яка надає першорядний вплив на принципи побудови схем електропостачання споживачів середньої напруги (далі СП), на вибір джерел живлення і кратності їх резервування, є наявність залишкових тепловиділень в активній зоні після спрацьовування аварійного захисту - рис.2.2. Ці тепловиділення обумовлені наявністю запізнілих нейтронів, радіоактивним розпадом осколків розподілу, що накопичилися в процесі роботи реактора, і енергією, акумульованої в ядерному паливі, теплоносії, сповільнювачі і в елементах конструкції.
Наявність залишкових тепловиділень викликає суттєві відмінності в електричній частині АЕС, і перш за все в системах електропостачання механізмів СН нормальної експлуатації і систем аварійного розхолоджування, в порівнянні з електричною частиною ТЕС. Дійсно, після будь-якої зупинки АЕС, планової або аварійної, потрібно забезпечити безперервну циркуляцію теплоносія через активну зону для відводу енергії залишкових тепловиділень, а також роботу теплообмінних пристроїв для передачі енергії від теплоносія в навколишнє середовище.
Рис.2.2. Зміна залишкових тепловиділень в водо-водяних енергетичних (1), канальних водографітових (2) реакторах після їх аварійної зупинки. Незалежно від причини аварійної зупинки реактора його розхолоджування має здійснюватися безвідмовно, включаючи і випадки зникнення напруги в мережі СН від основний і резервних джерел електропостачання, пов'язаних з мережею енергосистеми. Завдання електропостачання повинні при цьому виконувати аварійні джерела надійного живлення. Ця вимога повністю відноситься і до електроустаткування систем аварійного охолодження реактора і локалізації аварії, причому при розгерметизації контуру циркуляції з викидом теплоносія і при дії засобів пожежогасіння кабельні траси, розподільні пристрої й інше обладнання можуть виявитися в умовах високої вологості і температури і повинні безвідмовно працювати до повної ліквідації наслідків аварії. Практика показує, шануй повне знеструмлення всіх головних циркуляційних насосів (ГЦН) реакторного і проміжного контурів, а також живильних пристроїв та інших споживачів СН- випадок виключно рідкісний, але в зв'язку з важкими наслідками такої аварії у всіх реакторних установках передбачають заходи, що забезпечують необхідний гарантований витрата теплоносія.
У відповідності зі сказаним домовимося називати розхолоджування з аварійним знеструмленням процес відведення залишкових тепловиділень від аварійно зупиненого реактора при повному зникненні напруги в системі СН, підключених до генераторам АЕС і до мережі енергосистеми.
Режим розхолоджування з знеструмленням не обов'язково є наслідком аварії в електричній частині АЕС: він може виникнути, наприклад, в результаті важкої системної аварії, що супроводжується поділом енергосистеми на несинхронно працюючі частини, відключенням агрегатів на електростанціях, в тому числі і на розглянутій АЕС. Якщо при таких відключеннях не вдається зберегти енергоблок в роботі на навантаження СН, т. Е. Закриються стопорні клапани турбін, а спроба подати живлення від пускорезервних трансформаторів не увінчається успіхом, то в цьому випадку може виникнути режим розхолоджування реактора з повною втратою харчування СН.
Найбільш важким для АЕС є збіг у часі аварійного знеструмлення з так званої максимальної проектної аварією (МПА). У цьому режимі відбувається разуплотнение реакторного контуру і необхідна робота всього комплексу захисних і локалізують пристроїв і автономних джерел електропостачання.
Проходження режиму розхолоджування ядерного реактора з аварійним знеструмленням, а також ймовірність його виникнення багато в чому залежить від таких властивостей ядерної енергетичної установки, як стійкість реактора при збуреннях в енергосистемі і в системі СН, від типу приводу і інерції махових мас ГЦН, від рівня потужності, при якому можливий перехід на режим природної циркуляції, від типу парогенераторів та конструкції барабанів сепараторів, від можливості використання інерції махових мас турбогенераторів для цілей расхолажівая ия, від наявності потужних автономних джерел електропостачання з малимвременем пуску.
Найбільші труднощі в здійсненні розхолоджування реактора при аварійному знеструмленні виникають при використанні ГЦН з малими маховими масами. Тут для запобігання кризі теплос'ема в активній зоні необхідно забезпечити харчування електродвигунів ГЦН енергією вибігання турбогенераторів до моменту переходу на природну циркуляцію в реакторному контурі. Наявність ГЦН з великими маховими масами дозволяє при аварійному знеструмленні переходити на режим природної циркуляції в реакторному контурі без обов'язкового використання енергії інерційного турбогенераторів.
На ТЕС, завдяки відсутності залишкових тепловиділень, після аварійної зупинки блоку основна проблема полягає в забезпеченні збереження обертового технологічного обладнання, що навіть в умовах аварійного знеструмлення порівняно легко здійснюється з допомогою акумуляторної батареї і електродвигунів постійного струму.
Атомні електростанції (АЕС) виробляють електричну і теплову енергію за посередництвом термодинамічної циклу. Ядерне паливо має досить високою теплотворною здатністю - 1 кг урану 235 замінює 2900 т вугілля.
У Росії експлуатується 10 атомних електростанцій (табл.2.1) з сумарною встановленою потужністю 22,4 ГВт після пуску 3 блоку Калінінської АЕС. Вироблення електроенергії на АЕС Росії становить близько 15% в загальній структурі виробництва електроенергії.
У вітчизняній енергетиці набули поширення ядерні реактори типів ВВЕР, РБМК, БН, ЕГП. Розподіл реакторів різного типу по АЕС Росії показано в табл.2.1.
У табл.2.2 дано коротке порівняння реакторів різного типу по електричної потужності, кількості контурів, теплоносія, способу уповільнення і типу нейтронів.
Рекомендуйте цю статтю іншим!