Сигвей SMART BOARD

Сервис для выполнения любых видов студенческих работ

Сервис для выполнения любых видов студенческих работ

Биржа студенческих   работ. Контрольные, курсовые, рефераты.

Биржа студенческих
работ. Контрольные, курсовые, рефераты.

Студенческий файлообменник

Студенческий файлообменник

Выполнение 
работ на заказ. Контрольные, курсовые и дипломные работы

Выполнение работ на заказ. Контрольные, курсовые и дипломные работы

Занимайтесь онлайн 
        с опытными репетиторами

Занимайтесь онлайн
с опытными репетиторами

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Готовые шпаргалки, шпоры

Готовые шпаргалки, шпоры

Отчет по практике

Отчет по практике

Приглашаем авторов для работы

Авторам заработок

Решение задач

Закажите реферат

Закажите реферат

Материаловедение Теория сплавов Физика Смотрите подробности ремонт квартир химки здесь. ; http://eds24.ru/ вызвать манипулятор москва - заказать эвакуатор манипулятор в москве. Квантовая механика Атомные станции Атомная энергетика Решение задач по ядерной физике Смотрите на сайте проститутки стерлитамака на выбор.|порно видео онлайн лесби|порно массаж смотреть бесплатно Начертательная геометрия Задачи строительной механики Сопративление метериалов Высшая математика

Данный учебник "Атомные электрические станции" для студентов энергетических и политехнических высших учебных заведений выходит пятым изданием в Издательстве по атомной технике (ИздАТ), все четыре предыдущих издания (1969 г., 1974 г., 1978 г., 1984 г.) выходили в издательстве "Высшая школа".

Особенность учебника заключается в том, что его изложение подчинено обеспечению экономичности и надежности ядерно-энергетической установки в процессе преобразования выделяющейся энергии деления ядерного топлива в тепловую, а затем в механическую и электрическую энергию без ссылок на обычную теплоэнергетику, как это делалось прежде и сейчас в других книгах.

Подготовленное пятое издание переработано и дополнено с учетом опыта атомной энергетики, полученного после аварии на Чернобыльской АЭС.

Осуществление пятого издания оказалось возможным благодаря материальной поддержке Министерства Российской Федерации по атомной энергии и его ведущих научно-исследовательских институтов, а также благодаря усилиям многих коллег, в частности, Е. В. Куликова. А. А. Абагяна, Ю. В. Егорова, Г. Г. Малкина, которым автор приносит свою глубокую благодарность.

 

Введение Атомная энергетика родилась сравнительно недавно — 27 июня 1954 года в СССР начала действовать Первая в мире атомная электростанция (АЭС) электрической мощностью 5 МВт. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии для промышленного производства электроэнергии. Наиболее передовые индустриальные державы приступили к проектированию и строительству АЭС различных типов в порядке промышленного эксперимента. В 1956 г. была пущена первая АЭС в Великобритании, а в 1957 г. — первая АЭС в США. Опыт эксплуатации и работы по совершенствованию оборудования способствовали развитию строительства АЭС — уже в 1964 г. суммарная мощность АЭС составила 5000 МВт, т. е. за десять лет она выросла в 1000 раз. Главный итог развития атомной энергетики к этому времени заключался в том, что электростанции на ядерном топливе стали давать электроэнергию, себестоимость которой оказалась такой же, как на тепловых электростанциях, сжигающих уголь. С этого времени атомная энергетика начинает вносить заметный вклад в общее производство электроэнергии. В табл. В.1 приведены сведения о конструкциях реакторов, используемых в АЭС мира, а на рис. В.1 показано развитие атомной энергетики мира; видно, что 1970 год можно считать началом широкого развития атомной энергетики. В последующие пятилетия атомная энергетика развивалась все более интенсивными темпами: 55 МВт, 70 МВт и достигла наивысшего развития в период 1980 — 1985 гг.— 117 МВт.

 

Глава 1. Энергетические ресурсы и производство электрической энергии Генераторы нейтронов обычно выдают нейтроны со средней энергией 14 МэВ (по d-t реакции) и 2.5 МэВ (по d-d реакции).

1.1. Основные показатели отечественной электроэнергетики О степени научно-технического развития страны принято судить по годовой выработке электроэнергии и по установленной мощности в расчете на душу населения.

 

1.2. Энергетические ресурсы

 

1.3. График электрической и тепловой нагрузки

 

1.4. Энергетические системы

 

Глава 2. Основы атомной энергетики

2.1. О составе ядерного горючего Атомная энергетика реализует в своей схеме внутриядерную энергию деления урана. В зависимости от типа реактора АЭС в ее системе может быть реализовано основное количество этой энергии или ее весьма малая часть. На обычной ТЭС, работающей на органическом топливе, химически связанная в нем теплотворная способность может практически полностью выделяться в процессе его горения в топке. В последующих газоходах происходит реализация теплоты продуктов горения, температура которых достигает после котла довольно низких значений — для современных котлов примерно 140

 

2.2. Классификация атомных электростанций

 

2.3. Работа основного технологического оборудования АЭС

 

Глава 3. Выбор параметров пара на АЭС с водным теплоносителем

3.1. Выбор начальных параметров пара На всех современных АЭС работа, превращаемая в электроэнергию, производится в паровых турбинах. Параметры пара, поступающего на турбину, находятся в прямой зависимости от параметров теплоносителя, отличающихся для различных типов АЭС. Для одноконтурной АЭС теплоносителем реактора является вода и пароводяная смесь. При принятом в нашей стране канальном выполнении таких реакторов и графитовом замедлителе стенки технологических каналов, выполненные из циркониевого сплава, находятся под полным давлением теплоносителя. С ростом давления в реакторе повышаются параметры пара и тепловая экономичность паровой турбины, по одновременно увеличивается толщина стенок технологических каналов. Это приводит к ухудшению нейтронно-физических характеристик реактора и может потребовать применения более обогащенного урана. Удорожание реактора в связи с большим расходом циркониевых сплавов и повышением обогащения ядерного топлива может повлиять на экономическую эффективность АЭС даже негативно, несмотря на рост термической эффективности.

 

3.2. Термодинамические циклы паротурбинной установки в Т, s - диаграмме

 

3.3. Выбор конечных параметров пара

 

3.4. Реальные процессы в паротурбинной установке и показатели тепловой экономичности АЭС

 

3.5. Тепловой баланс на АЭС и общая экономичность АЭС

 

Глава 4. Регенеративный подогрев питательной воды

4.1. Предельный регенеративный цикл и реализация регенеративного подогрева в тепловых схемах АЭС

 

4.2. Тепловая экономичность паротурбинной установки с регенеративным циклом

 

4.3. Оптимальное распределение регенеративного подогрева по ступеням турбины АЭС и выбор числа подогревателей

 

4.4. Типы регенеративных подогревателей и схемы их включения

 

4.5. Материалы и конструкции ПНД и ПВД

 

4.6. Особенности регенеративных систем турбины АЭС Подача сепарата и конденсатов греющих паров пароперегревателя может осуществляться в паровые объемы соответствующих но температурному уровню ПНД и ПВД или деаэратора. Теплота этих потоков учитывается в этом случае при расчете расходов отборного пара для рассматриваемого подогревателя или деаэратора. Учитывается также и увеличение расхода дренажа данного подогревателя и всего каскада, а потому и подачи дренажного насоса. Возможно и другое решение — закачка конденсата греющего пара промперегревателя непосредственно в питательный трубопровод после деаэратора одноконтурной АЭС.

 

Глава 5. Деаэраторная н питательная установка

5.1. Назначение деаэраторной установки

 

5.2. Основы термической деаэрации и ее схемное и конструктивное оформление

 

5.3. Выбор параметров работы деаэратора

 

5.4. Деаэраторные баки и схемы включения деаэраторов

 

5.5. Питательная установка

 

Глава 6. Парогенераторная установка АЭС с ВВЭР

6.1. Теплотехнические схемы включения Парогенераторная установка — обязательный элемент любой двухконтурной АЭС, разделяющий первый и второй контуры и принадлежащий в равной мере как тому, так и другому.

 

6.2. Гидродинамическое совершенствование парогенераторной установки АЭС с ВВЭР

 

6.3. Водный режим парогенератора

 

6.4. Баланс расходов и примесей во втором контуре АЭС с ВВЭР

 

6.5. О развитии парогенератора АЭС с ВВЭР

 

6.6. Перспективы применения метода ступенчатого испарения для парогенераторной установки

 

Глава 7. Реакторная установка с водным теплоносителем

7.1. Тенденции развития реакторной установки с водным теплоносителем Как и для любой отрасли энергетики, общая тенденция развития основного оборудования АЭС — укрупнение. Значительное концентрирование мощности в одном агрегате позволяет создавать АЭС большой суммарной мощности. Укрупнение оборудования сокращает затраты труда и материалов при его изготовлении и монтаже, обеспечивая тем самым запланированный темп роста электроэнергетики.

 

7.2. Требования к повышению надежности и безопасности атомной электростанции

 

7.3. Главный циркуляционный насос

 

7.4. Система компенсации давления в контуре ВВЭР

 

7.5. Система обеспечения безопасности

 

7.6. Система байпасной очистки реакторной воды

 

7.7. Вспомогательные системы реакторной установки

 

7.8. О перспективах развития реакторов с водным теплоносителем для двухконтурной АЭС

 

Глава 8. Паротурбинная установка АЭС с водным теплоносителем

8.1. Особенности паротурбинной установки на насыщенном паре Основные особенности паровой турбины АЭС с ВВЭР и РБМК связаны с ее работой на насыщенном паре и потому с относительно малым теплоперепадом (большой расход пара) и работой большей части ступеней на влажном паре. Соответствующий цикл паротурбинной установки обоснован в гл. 3, где показана также необходимость сепарации и промперегрева между частью среднего давления (ЧСД) и частью низкого давления (ЧНД) турбины.

 

8.2. Развитие турбины насыщенного пара

 

8.3. Выбор разделительного давления между ЦСД и ЦНД и температуры промежуточного перегрева

 

8.4. Особенности работы турбинной установки на радиоактивном паре

 

8.5. Об очистке сепарата на одноконтурной АЭС с РБМК

 

Глава 9. Конденсационная установка

9.1. Задачи и основные элементы конденсационной установки и выбор вакуума в конденсаторе Замкнутость пароводяного цикла тепловой электростанции предопределяет необходимость конденсации всего расхода пара, проработавшего в турбине. Этот процесс осуществляется в конденсационной установке при постоянном давлении за счет нагрева охлаждающей воды, температура которой ниже температуры насыщения пара

 

9.2. Отсос парогазовой смеси из парового объема конденсатора

 

9.3. Методы борьбы с присосами охлаждающей воды в конденсатор

 

9.4. Современные конденсаторы турбины насыщенного пара

 

9.5. О перспективности бесприсосного конденсатора

 

Глава 10. Техническое водоснабжение

10.1. Назначение системы технического водоснабжения От многих агрегатов АЭС, как основных, так и вспомогательных, а также из отдельных ее помещений необходимо отводить в окружающий воздух большое количество теплоты. Для того чтобы охлаждающие поверхности и устройства в пределах главного корпуса были компактными, в качестве промежуточной охладительной среды для оборудования и помещений главного корпуса используют техническую воду, которую затем охлаждают вне главного корпуса. Отдельные системы охлаждения, объединенные в единую, называют системой технического водоснабжения.

 

10.2. Охлаждение конденсатора турбины

 

10.3. Основы работы охладителей оборотных систем водоснабжения

 

10.4. Основные типы охладительных устройств оборотных систем водоснабжения

 

10.5. Выбор циркуляционного насоса системы технического водоснабжения

 

10.6. О возможности использования морской воды для охлаждения конденсаторов турбин АЭС

 

Глава 11. Генеральный план АЭС

11.1. Выбор промышленной площадки для строительства АЭС Расположение всех сооружений атомной электростанции на отведенной ей промышленной площадке называется генеральным планом АЭС. Составление генерального плана АЭС должно решаться как взаимосвязанное с компоновочными решениями, с учетом особенностей выбранной площадки для строительства.

 

11.2. Требования к генеральному плану и пример его осуществления

 

11.3. О некоторых уроках аварии на Чернобыльской АЭС

 

Глава 12. Компоновка оборудования АЭС

12.1. Основные требования к главному корпусу АЭС Важным при проектировании АЭС является вопрос о том, сколько блоков и сколько очередей размещать в главном корпусе АЭС. В начале развития АЭС в здании главного корпуса размещалось несколько блоков, например 1, 2, 3 и 4-й энергоблоки Нововоронежской АЭС.

 

12.2. Компоновка машинного зала

 

12.3. Компоновка реакторного и реакторно-парогенераторного цехов

 

12.4. Примеры компоновок АЭС с ВВЭР и АЭС с РБМК

 

12.5. О выводе оборудования АЭС из эксплуатации

 

Глава 13. Вентиляционные н дезактивационные установки АЭС

13.1. Назначение вентиляционных и дезактивациониых установок В системе любой АЭС неизбежна радиоактивность циркулирующих сред. Это происходит за счет проникновения в теплоноситель радиоактивных продуктов деления и за счет наведенной активности естественных примесей и продуктов коррозии, содержащихся в теплоносителе

 

13.2. Основы проектирования технологической вентиляции

 

13.3. Обеспечение допустимой температуры воздуха в помещениях АЭС

 

13.4. Вентиляционный центр атомной электростанции и вентиляционная труба

 

13.5. Удаление твердых радиоактивных отложений из контуров и помещений АЭС

 

13.6. Дезактивация газовоздушных потоков на АЭС

 

13.7. Дезактивация жидких радиоактивных отходов и оборудование спецводоочистки

 

13.8. Организация дозиметрического контроля вокруг АЭС

 

Глава 14. Трубопроводы и арматура на АЭС

14.1. Трубопроводы атомной электростанции Соединение между собой отдельных агрегатов АЭС требует большого числа трубопроводов. Кроме главных существует большое количество вспомогательных трубопроводов различных диаметров и назначений. Общая протяженность трубопроводов на мощной АЭС — несколько километров. Все трубопроводы и устанавливаемую на них арматуру различают по назначению и основным показателям, например, трубопроводы главного циркуляционного контура, вспомогательные реакторного контура, активной пульпы, питательные и конденсатные, свежего и отборного пара, дренажные и др

 

14.2. Арматура трубопроводов

 

14.3. Редукционные установки

 

Глава 15. Тепловые схемы АЭС

15.1. Основное назначение АЭС Известно, что электрические станции имеют своим назначением снабжение производства и населения электроэнергией и теплотой. Соответственно, обычные тепловые электрические станции, работающие на органическом топливе, подразделяют на КЭС или ГРЭС при отпуске в основном электроэнергии, и ТЭЦ при отпуске не только электроэнергии, но и в значительном объеме также и теплоты.

 

15.2. Принципиальная тепловая схема АЭС

 

15.3. Развернутая тепловая схема АЭС

 

15.4. Расход электроэнергии на собственные нужды АЭС

 

Глава 16. Атомные электростанции с натриевым теплоносителем

16.1. Жидкий натрий как теплоноситель Атомные электростанции с жидкометаллическим теплоносителем могут работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае с коэффициентом воспроизводства ядерного горючего более единицы. Преимущество такого теплоносителя — возможность работы при низком давлении в первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать относительно малые объемы, то есть уменьшить диаметры трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокую температуру теплоносителя. Пока для АЭС наиболее пригоден жидкий натрий.

 

16.2. АЭС с реактором БН-350

 

16.3. АЭС с реактором БН-600

 

Глава 17. Атомные станции с газовым теплоносителем

17.1. Преимущества и недостатки газового теплоносителя на АЭС Главное преимущество газового теплоносителя — возможность получения высокой температуры после реактора. Это открывает возможность использования на двухконтурной АЭС серийных высокоэффективных турбин обычной теплоэнергетики, что удешевляет АЭС, а в перспективе — создание одноконтурной АЭС с газовыми турбинами.

 

17.2. АЭС с углекислотным теплоносителем

 

17.3. АЭС с гелиевым теплоносителем

 

АЭС России дают в настоящее время более 11% всей производимой в стране электроэнергии. Подсчитано, что останов всех АЭС России потребует выделения ежегодно дополнительно не менее 100 млн. тонн органического топлива. Ещё при создании данной рукописи было известно, что даже действующие ТЭС России в 1994 году обеспечены органическим топливом только на 50% потребного количества, в таких условиях не может быть и речи об останове действующих АЭС.

Катастрофическое положение сложилось с электроснабжением на Северном Кавказе из-за неоправданного отказа от введения в эксплуатацию 1-го блока Ростовской АЭС. Из-за остановки работ по вводу новых мощностей на АЭС в положении, близком к энергокризису, оказались энергообъединения Северо-Запада и Центра, тем более, что за последние 10 лет на территории Европейской части России не было начато строительство ни одного конденсационного блока. В таких условиях не может быть и речи об отказе от эксплуатации действующих АЭС. Надо лишь все внимание и все усилия направлять на повышение надежности работы блоков АЭС с полным соблюдением технологических норм эксплуатации. В отношении строительства новых АЭС следует иметь в виду, что существующие мощности предприятий топливного цикла могут обеспечить ввод даже 100 ГВт новых мощностей на АЭС.

Возлагая надежды на развитие ГРЭС и ТЭЦ с использованием органического топлива, не следует забывать, что физические объемы и занимаемые площади под устройства очистки дымовых газов от выбросов золы, оксидов серы и оксидов азота примерно соизмеримы с теми, которые требуются под техническое оборудование основной технологии. Расчеты показывают, что эксплуатация одного энергоблока мощностью 1000 МВт на АЭС вместо угольной ТЭС той же мощности позволяет:

— избежать годовых выбросов 4700 тонн золы, 26 тонн оксидов серы и 33 тонн оксидов азота, причем сокращаются также выбросы ванадия и других вредных веществ, меньших по объему, но также вредных для организма;

— сберечь 3000 т кислорода, затрачиваемого на горение органического топлива.

Все изложенное в главах данного учебника показывает, что технически передовые страны мира правильно избрали для себя путь развития АЭС, как это показано во Введении.

Необходимо иметь в виду, что, хотя запасы углей в таких областях России как Канско-Ачинский бассейн весьма велики и характеризуются неглубоким залеганием, не следует забывать о том, что земля "вскрыши" при открытом способе добычи этих углей требует большей площади для её размещения, чем площадь, под которой находятся залежи полезных ископаемых.

Атомная энергетика начала свое развитие с Первой АЭС СССР в 1954 году. Но уже в 1956 году в Московском энергетическом институте была создана кафедра атомных электростанций и начато обучение студентов для последующей их работы инженерами по проектированию и эксплуатации АЭС, с разработкой программ лекционных курсов и учебников и прежде всего учебника по основному курсу "Атомные электростанции", выходящему уже пятым изданием и изданным в переводах на шести языках мира.

 

 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

  1. Маргулова Т. X., Кабанов Л. П., Плютинский В. И., Байбаков В. Д. Атомная энергетика сегодня и завтра. — М.: Высшая школа, 1989, 166 с.
  2. Маргулова Т. X. Некоторые основополагающие концепции проектирования атомных электростанций с водным теплоносителем. — М.: Труды МЭИ № 660, 1993
  3. Atomwirtschaft-Atomtechnik, № 1-12, 1992 и № 1-6, 1993.
  4. Воронин Л. М. Особенности проектирования и сооружения АЭС. — М.: Атомиздат, 1980.
  5. Воронин Л. М. Особенности эксплуатации и ремонта АЭС. — М.: Атомиздат, 1981.
 

ПЕРЕЧЕНЬ
правил, норм и инструкций
по безопасности в атомной энергетике

  1. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов ПБЯ-03-75.
  2. Правила ядерной безопасности подкритических стендов ПБЯ-01-75.
  3. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (Правила АЭУ), ПНАЭ Г7-008-89.
  4. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок, сварка и наплавка. Основные положения. ПНАЗ Г-7-009-89 (ОП-89).
  5. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок.
  6. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля ПНАЭ Г-7-010-89 (ПК-89).
  7. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-89.
  8. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики ПНАЭ Г-14-029-91.
  9. Правила проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и организации мероприятий по ограничению ее последствий ПБЯ-06-10-84.
  10. Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов ОПБЗ-83.
  11. Правила аттестации сварщиков.
  12. Инструкция по эксплуатации подкритического стенда.
  13. Инструкция по эксплуатации реакторов (ИРТ).
  14. Правила ядерной безопасности при хранении и транспортировке ядерноопасных делящихся материалов ПБЯ-06-09-90.
  15. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87.
  16. Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87.
  17. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО-85.
  18. Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность ПНАЭ Г-013-89.
  19. Правила устройства и безопасной эксплуатации сосудов, работающих под давлением.
  20. Правила устройства и безопасной эксплуатации трубопроводов пара и горячей воды.
  21. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Дуговая сварка алюминиевых сплавов в защитных газах. Правила контроля ПНАЭ Г-7-022-90.
  22. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения алюминиевых сплавов. Правила контроля ПНАЭ Г-7-023-90.
  23. Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе исследовательских реакторов РД-7-1.
  24. Специальные условия поставки оборудования, приборов, материалов и изделий для объектов атомной энергетики.
  25. Основные правила ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов ПБЯ-06-00-88.