Источники электроэнергии
яно-Шушенская, Красноярская, Усть-Илимская, Нурекская, Ингурская,
Саратовская, Токтогульская, Нижнекамская, Зейская, Чиркейская,
Чебоксарская.
В 60-х гг. наметилась тенденция к снижению доли ГЭС в общем мировом
производстве электроэнергии и всё большему использованию ГЭС для покрытия
пиковых нагрузок. К 1970 всеми ГЭС мира производилось около 1000 млрд. квт-
ч электроэнергии в год, причём начиная с 1960 доля ГЭС в мировом
производстве снижалась в среднем за год примерно на 0,7% . Особенно быстро
снижается доля ГЭС в общем производстве электроэнергии в ранее традиционно
считавшихся «гидроэнергетическими» странах (Швейцария, Австрия, Финляндия,
Япония, Канада, отчасти Франция), т. к. их экономический
гидроэнергетический потенциал практически исчерпан.
Несмотря на снижение доли ГЭС в общей выработке, абсолютные значения
производства электроэнергии и мощности ГЭС непрерывно растут вследствие
строительства новых крупных электростанций. В 1969 в мире насчитывалось
свыше 50 действующих и строящихся ГЭС единичной мощностью 1000 Мвт и выше,
причём 16 из них — в Советском Союзе.
Дальнейшее развитие гидроэнергетического строительства в СССР
предусматривает сооружение каскадов ГЭС с комплексным использованием водных
ресурсов в целях удовлетворения нужд совместно энергетики, водного
транспорта, водоснабжения, ирригации, рыбного хозяйствава и пр. Примером
могут служить Днепровский, Волжско-Камский, Ангаро-Енисейский, Севанский и
др. каскады ГЭС.
Крупнейшим районом гидроэнергостроительства СССР до 50-х гг. 20 в.
традиционно была Европейская часть территории Союза, на долю которойрой
приходилось около 65% электроэнергии, вырабатываемой всеми ГЭС СССР. Для
современного гидроэнергостроительства характерно: продолжение строительства
и совершенствование низко и средне-напорных ГЭС на реках Волге, Каме,
Днепре, Даугаве и др., строительство крупных высоконапорных ГЭС в
труднодоступных р-нах Кавказа, Ср. Азии, Вост. Сибири и т. п.,
строительство средних и крупных деривационных ГЭС на горных реках с
большими уклонами с использованием переброски стока в соседние бассейны, но
главное — строительство мощных ГЭС на крупных реках Сибири и Д. Востока —
Енисее, Ангаре, Лене и др. ГЭС, сооружаемые в богатых гидроэнергоресурсами
р-нах Сибири и Д. Востока, вместе с тепловыми электростанциями, работающими
на местном органическом топливе (природный газ, уголь, нефть), станут
основной энергетической базой для снабжения дешёвой электроэнергией
развивающейся промышленности Сибири, Средней Азии и Европейской части СССР.
атомная ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС), электростанция, в которой атомная
(ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС
является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в
реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых
элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС),
преобразуется в электроэнергию, В отличие от ТЭС, работающих на
органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе 233U, 235U,
239Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500
квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного
топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего
(уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных
запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это
открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих
потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё
увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей
мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом
тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений
органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире
наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это
создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы
топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего
развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в
энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт
была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного
ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие
нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной
научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии
(август 1955, Женева).
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100
Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось
строительство Белоярской АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок
мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок
мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная
особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужных параметров)
непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные
современные турбины почти без всяких переделок.
В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт.
Себестоимость 1 квт • ч электроэнергии (важнейший экономический показатель
работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она
составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп.
в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для
промышленного пользования, но и как демонстрация объект для показа
возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности
работы АЭС. В ноября 1965 в г. Мелекессе Ульяновской обл. вступила в
строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт.,
реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В
декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).
За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была
введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в
строй АЭС 1 мощностью 60 Мвт. в Шиппингпорт (США).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение,
приведена на рис. 2. Тепло, выделяется в активной зоне реактора,
теплоносителем вбирается водой (теплоносителем) 1-г контура, которая
прокачивается через реактор циркуляционным насосом г Нагретая вода из
реактора поступав в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло,
полученное в реакторе воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в
парогенераторе, и образуется пар поступает в турбину 4.
Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах 1)
водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2)
графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3)
тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве
замедлителя 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым
замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным
образом накопленным опытом в реактороносителе а также
наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л.
В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На
АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-
газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады
преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот
или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы
термодинамического цикла определяется максимально допустимой темп-рой
оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее,
допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами
теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой
реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными
паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять
относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными
давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-
контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур —
пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным
газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих
реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь
сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину,
или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.
(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно
применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет
роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе
постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их
заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и
приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят
в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с
биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки,
осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляции
контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец.
вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличит,
особенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри
корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах
топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-
каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух.
Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.)
| |  скачать работу |
Источники электроэнергии |
