ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

Электростанции
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Тепловые станции
  • Парогенератор
  • Основные энергетические насосы КЭС
  • Газотурбинные установки
  • Теплофикационные электростанции
  • Общее знакомство с паровой турбиной ТЭС
  • Атомные станции
  • Перспективы атомных электростанций
  • Нейтрон
  • Основные компоненты ядерного реактора
  • Классификация ядерных реакторов
  • Тепловые контуры атомных станций
  • Экономическая эффективность ядерной энергии
  • Основные типы реакторов,
    принятые к промышленной реализации
  • АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами
  • АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН)
  • Неоклассическая диффузия
    в магнитном поле токамака
  •  

    АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН)

    Западный аналог реакторов БН – FBR (Fast Breeder Reactor). Это тип реактора, в котором отсутствует замедлитель, и основное число делений вызывается быстрыми нейтронами. В реакторах этого типа каждый акт деления сопровождается рождением большего (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые, будучи захвачены ядрами урана-238, превращают их в ядра нового ядерного топлива – плутония-239. При этом на каждые 10 разделившихся ядер урана-235 возникает до 15 ядер плутония-239. Этот процесс называется расширенным воспроизводством ядерного топлива. Он позволяет использовать в АЭС уран-238 и торий-232, что значительно увеличивает сырьевую базу ядерной энергетики.

    Для реактора на быстрых нейтронах (рис.3.6) характерно наличие зоны воспроизводства, в которой размещается обедненный уран для получения из него плутония и последующего его деления. В активную зону загружают либо уран, обогащенный ураном-235 до 25%, либо плутоний, который может быть получен из отработанного топлива тепловых реакторов, либо уран-плутониевое смешанное топливо.

    Рис.3.6. Принципиальная схема АЭС с жидкометаллическим реактором на быстрых нейтронах:

    1 – корпус (контеймент); 2 – стержни СУЗ; 3 – корпус реактора; 4 – тепловыделяющие сборки с ядерным топливом (активная зона); 5 - промежуточный теплообменник натрий-натрий; 6 – главный циркуляционный насос первого контура; 7 – главный циркуляционный насос второго контура; 8 - парогенератор; 9 – питательный насос; 10 – конденсатор; 11 – турбина; 12 – генератор; 13 – циркуляционный насос; 14 – трубопровод внешнего охладителя 

    Первые исследовательские реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БР-5 в России и EBR-1 в США были пущены еще в середине 50-х годов прошлого века. За ними последовали опытные энергетические реакторы EBR-2 в США, «Даунри» в Великобритании, «Рапсодия» во Франции и БОР-60 в России, БН-350 в Казахстане. При этом реактор БН-350 кроме производства электроэнергии выдавал пар для установок – опреснителей морской воды.

    По данным на начало 2008 г. в мире находились в эксплуатации 3 промышленных энергоблока с реакторами такого типа: БН-600 в России, PHENIX во Франции, MONJU в Японии. Общая электрическая мощность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах составляет около 1,3·103 МВт.

    Перспективными проектами энергетических реакторов являются высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР), высокотемпературные газовые реакторы на быстрых нейтронах (БГР), быстрые реакторы, охлаждаемые свинцом (БРЕСТ), модульные транспортабельные реакторы и т.д. 

    Основными реакторами в России являются водо–водяные и уран–графитовые. Россия является мировым лидером в проектировании и использовании реакторов на быстрых нейтронах.

    ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ