Презентация по физике "Парогенераторы АЭС" -

Литература
Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. - 3-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1987.
Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. - 2-е изд. -М.:Атомиздат, 1980.
Федоров Л.Ф., Рассохин Н.Г. Процессы генерации пара на атомных электростанциях. - М.: Энергоатомиздат, 1985.-288 с.
Рассохин Н.Г., Мельников В.Н. Парогенераторы, сепараторы и пароприемные устройства АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1985.
Токов А.Ю. '' Иллюстрационный материал к курсу ПГ АЭС ''
Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР, 2001

Предмет ПГ рассматривает :
способы получения пара в ЯППУ,
принципиальные схемы ЯППУ,
основы конструкций ПГ,
процессы, происходящие в ПГ (тепловые, гидравлические, физико-химические),
методы расчета и проектирования конструкций ПГ.

Состояние атомной энергетики сегодня
Принципиальные схемы производства пара на ТЭС и АЭС
Общие характеристики и типы ПГ АЭС
Требования к ПГ АЭС
План лекции

Атомная энергетика России сегодня
Доля атомной генерации (выработка э/э на АЭС) в общем энергобалансе России составляет 16,6 % (итоги 2011 года).
В настоящее время в России на 10 действующих АЭС эксплуатируется 33 энергоблока, из них:
17 реакторов с водой под давлением — 11 ВВЭР-1000 и 6 ВВЭР-440;
15 канальных кипящих реакторов — 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6;
1 реактор на быстрых нейтронах — БН-600.

Атомная энергетика России сегодня
Политика по модернизации и продлению сроков эксплуатации позволила продлить рабочий ресурс на 10-15-20 лет семнадцати энергоблокам; их суммарная установленная мощность 10 ГВт.
Предусмотрено строительство более 20 ядерных реакторов в ближайшие 10 лет (начиная с 2013 планируется вводить в эксплуатацию по 2 блока в год).
Сейчас строится 8 блоков по проектам ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 (АЭС-2006) и 1 блок на быстрых нейтронах (БН-800):
2 блока на Ленинградской АЭС-2 (АЭС-2006),
2 блока на Нововоронежской АЭС-2 (АЭС-2006),
2 блока на Балтийской АЭС (АЭС-2006),
2 блока на Ростовской АЭС (ВВЭР-1000),
1 блок на Белоярской АЭС (БН-800).
При этом наряду со строительством новых энергоблоков будет осуществляться вывод из эксплуатации энергоблоков первого поколения АЭС.

Атомная энергетика России сегодня

Тепловая эл.станция - энергетическая установка, в которой тепловая энергия превращается в механическую энергию вращения ротора турбины, а затем в электрическую. При этом природа источника теплоты может быть любой.
На традиционных ТЭС энергоносителем является органическое топливо, на атомных – внутриядерная энергия.
Тепловые эл.станции – разновидность теплового двигателя. Тепловой двигатель - инженерно-техническое устройство, в котором теплота превращается в работу в результате непрерывной реализации круговых термодинамических процессов (циклов).
Вещество, с помощью которого осуществляются циклы и получают работу, называется рабочим телом.
По виду использования рабочего тела ТЭС делятся на:
паротурбинные (ПТУ),
газотурбинные (ГТУ),
парогазовые (ПГУ).
АЭС относится к паротурбинным установкам, т.е. рабочее тело АЭС – водяной пар.
Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС
Схемы преобразования энергии на ТЭС и на АЭС очень похожи.
Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании ядерного горючего вместо органического топлива.

Технология производства электрической энергии на АЭС

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС
Все тепловые схемы АЭС можно подразделить на две группы:
схемы с производством рабочего пара непосредственно в реакторе - одноконтурные схемы,
схемы с производством пара в специальном теплообменнике (парогенераторе) за счет тепла, отводимого теплоносителем из ядерного реактора – двух и трехконтурные схемы.

корпусной реактор кипящий корпусного типа (ВК, BWR). р=7 МПа, х=0.1 – 0.4
РБМК – канальный реактор (р = 6,5 – 7 МПа, х=0.15)
ВГР (2 блок БАЭС) р = 9 МПа и t = 480°С
Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

Недостатки схем с реакторами кипящего типа:
Возможен вынос радиоактивности в ПТУ
Удорожание конструкции реактора
Усложнение эксплуатации (паровой эффект)
Жесткие требования к ВХР
Плохие динамические свойства
Достоинства схем с реакторами кипящего типа:
Относительная простота схемы
Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

двухконтурная схема:
вода под давлением: ВВЭР, PWR, CANDU,
газ: AGR, THTR, HTGR и др;
трехконтурная схема (теплоноситель – жидкий металл) - БН
Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС
Недостатки схем с водо-водяными реакторами некипящего типа:
низкая тепловая экономичность (насыщенный пар),
высокое давление теплоносителя в 1 контуре
удорожание схемы (2 контура),
наличие ПГ;
Достоинства схем:
хорошие динамические свойства реактора,
низкий уровень активности рабочего тела.

В 3-х контурной схеме наличие промконтура и пром. т/обменника
p1
Высокая тепловая экономичность - перегретый пар с параметрами: 13,7 МПа, 505°С
Принципиальные схемы генерации пара на АЭС